Tuuma energia

Public materials

Tuuma energia

Eessõna

Sissejuhatus

Tuumaenergia maailmas

1.1

Tuumaenergia maailmas

1.2

Lähiriigid

Tuumaenergeetika saamislugu

2.1

Tuumaenergeetika saamislugu

Reaktorifüüsika

3.1

Kust täpselt pärineb tuumaenergia?

3.2

Lõhustusmisreaktsioon

3.3

Neutronite aeglustamine

3.4

Vahepealse energiaga neutronitel töötavad reaktorid

3.5

Reaktiivsuse kontroll

3.6

Soojus- ja elektrienergia tootmine

3.7

Tuumajäätmete füüsika

Tuumareaktorid

4.1

Mis on tuumareaktor?

4.2

Tuumareaktorite liigitamine

4.3

Reaktorite põlvkonnad

4.4

Millised on IV põlvkonna tuumatehnoloogiad?

4.5

Litsenseerimises olevad reaktorid

4.6

Tuumareaktorite ohutusest

Tuumajaamas kasutatavad materjalid

5.2

Soojuskandjad

5.3

Aeglustid

5.4

Konstruktsioonimaterjalid

5.5

Tuumkütused

5.6

Tuumaenergeetika jäätmed ja nende käitlus

5.7

Ioniseeriva kiirguse mõju inimesele ja kiirguskaitse

5.8

Tuumaenergia ökonoomika

Kasutatud kirjandus

Tuuma energia

Impressum

TUUMA ENERGIA

Nüüdisaegse tuumaenergeetika arengusuunad ja väikesed moodulreaktorid

Kadri Isakar
Kalev Kallemets
Kaspar Kööp
Henri Ormus
Aadu Paist
Merja Pukari
Allan Vrager
Marti Jeltsov
Andi Hektor

Illustratsioonid: Mathis Bogens (Buffalo Productions)
Keeletoimetaja ja korrektor: Lyyli Virkus
Kujundaja:
Projektijuht: Piret Veigel
Toimetaja: Mihkel Loide

Teos on välja antud koostöös Fermi Energiaga.

Versioonid ja parandused

06.11.2022 Raamat sisestatud.
23.12.2022 Asendasin seni tõlkimata joonise uraani rikastusastmete energiavajaduse kohta

Kliima soojenemine ja selle ulatuslik mõju on nüüdseks uudistes alaline teema ning see toob noore põlvkonna kogu maailmas tänavatele. Euroopa Liit on võtnud eesmärgiks saavutada süsinikneutraalsuse aastaks 2050. See on suur proovikivi, mis sisuliselt lõpetab fossiilkütuste kasutamise elektri tootmises ning vähendab nende osa märgatavalt ka transpordis ja soojuse tootmises. Lähikümnenditel peab toimuma ulatuslik transpordi ja tööstuse elektrifitseerimine ning samal ajal elektri, kaugkütte ja tööstusauru tootmise dekarboniseerimine. Nii Euroopas kui ka kogu maailmas on seda iga ilmaga ja mõistliku hinnaga reaalne saavutada vaid ilmast sõltuva taastuvenergia ja tuumaenergia kombinatsioonina. Selle elavaks tõestuseks on näiteks Rootsi, Šveits, Kanada ja Suurbritannia.

Tuumaenergeetika kätkeb endas tugevaima füüsilise jõu – tugeval vastastikmõjul põhineva tuumajõu – juhtimist inimese hüvanguks. Seetõttu on see olemuslikult ühtaegu võimas ja ka keeruline. Tuumafüüsika arendamise eest 20. sajandil anti välja mitu Nobeli auhinda ning maailma juhtivate riikide tuhanded teadlased tegid kümnetel uurimisreaktoritel tuhandeid eksperimente, et omandada alusteadmisi. Tuumaenergia on väga teadmistepõhine energiatootmise vorm.

Selle raamatu eesmärk on anda sissejuhatus sellesse hämmastavasse, põnevasse, paljude võimaluste ja ka vastuoludega energialiiki. Vajalike teadmiste omandamine, sealhulgas insenertehniline pädevus ja faktipõhine andmete võrdlus, ei ole mugav ega lihtsakoeline. See nõuab teatud pingutust, vastupidavust ja tarkust. Tuumaenergia realiseerimine omakorda eeldab suuri pingutusi ja teadmisi, aga veel enam nõuab ta koostöövõimet, tõelist tahet mitme aasta jooksul teha koostööd sadade inimeste vahel. Seega tuumaenergia liidab inimesi ja rahvaid.

Euroopa Liidus on tuumaenergiat toodetud alates 1951. aastast ning praegu töötab $14$ liikmesriigis $110$ tuumareaktorit ohutult ja kasumlikult, tootes süsinikheitmeta elektri- ja soojusenergiat. 2018. aastal tootsid tuumajaamad $783\, \mathrm{TWh}$ elektrienergiat ehk $25\%$ EL-i kogutoodangust. Kahjuks otsustas Saksa valitsus vaid mõni kuu pärast Fukushima avariid poliitilisel survel oma tuumajaamad 2022. aasta lõpuks sulgeda, esitamata seejuures selgeid tõendeid, et Saksa tuumajaamad oleksid kuidagi olnud ohuks avalikkusele. Vastupidi, nende täiesti töökõlblike $\mathrm{CO_2}$ -heitmeteta elektrijaamade sulgemise tulemusena Saksamaa $\mathrm{CO_2}$ -heitmed kasvavad. Samal ajal rajatakse hoopis Gazpromiga ja Kesk-Euroopa riikide vastuseisu arvestamata Nord Stream 2 gaasitorustikku ning jätkatakse 2038. aastani pruunsöe põletamist, mille põlemisgaaside tõttu uuringute kohaselt haigestub ja sureb enneaegselt tuhandeid sakslasi. Seda hoolimata faktist, et Fukushimas tugeva maavärina ja hiidlaine tagajärjel kolme reaktori lähedal aset leidnud vesinikuplahvatuse tulemusena ei saanud ükski inimene eluohtlikku kiirgust. Mitte ükski. Kas see ei pane mõtlema?

Covid-19 viiruse epideemia on tõestanud, kuivõrd tähtis on tugineda tervishoius faktidele, teadusele ja tõele. Teaduse eitamine on viinud selleni, et mõnes riigis on viirus levinud ulatuslikult ning tuhanded inimesed haigestuvad ja hukkuvad enneaegselt. Varakult tehtud väärotsuste või otsustamatuse mõju on pikaajaline. Sama kehtib energeetikas. Teadmatusest või populismist langetatud otsustel on pikaajaline mõju miljonitele inimestele ja nende heaolule.

Tuumaenergia on ka äärmiselt mitmekesine, kuivõrd on kümneid tehnilisi lähenemisi, kuidas tugevat vastastikmõju panna energiat tootma. Iga järgmise põlvkonna reaktor erineb varasemast. Samasse põlvkonda kuulub palju väga eri tehnoloogiaid. Kuna tuumajaamade eluiga on aastakümnete pikkune, töötavad maailmas korraga nii 1960. kui ka 2020. aastatel ehitatud reaktorid. Tuumaenergia on äärmiselt – et mitte öelda äärmuslikult – reguleeritud, et tagada kõrge ohutus ja madal keskkonnamõju. Ajaloolisi andmeid vaadates tuleb tõdeda, et tuumaenergia on üks kõige ohutumaid, töökindlamaid ja väiksema keskkonnajalajäljega energialiike. Need omadused on teinud kümnete riikide tuhandetest keskkonnakaitsjaist tuumaenergia pooldajad, mistõttu 2018. aastast toimuvad septembrikuus paljudes suurlinnades üle maailma „Stand-up for Nuclear“ üritused.

Tuuma energia on võrreldes keemiliste reaktsioonidega ehk keerulisem kui põletamine. Elektriauto on samuti keerulisem kui sisepõlemismootor, mobiiltelefon keerulisem kui traaditelefon, arvuti keerulisem kui lükati. Juba enne kiviaega on inimene olnud tehnoloogia kasutaja ja arendaja. Oleme inimestena alati olnud Leiutajateküla rahvas. Eestlased on eriti uhked oma tehnoloogiataibu, harituse ja uuenduslikkuse üle. See raamat aitab õppida kõige võimsama jõu – tugeva vastastikjõu kasutamise kohta.

Kalev Kallemets, Ph.D.
Fermi Energia juhatuse esimees, kaasasutaja

Kes poleks kuulnud ütlust „keeruline nagu tuumafüüsika”. Tõepoolest, aastakümneid oli tuumafüüsika teaduse eesliinil olev uurimisteema. Tuumafüüsika sisaldab ju kvantmehaanikat, statistilist füüsikat ja tuumade sees toimuvate keeruliste protsesside kirjeldusi. Ega neist koolitunnis ülearu räägita ja pärast kooliaega kipub seegi napp mälestus kiiresti kustuma. Lugeja õnneks ei ole tuumaenergeetika mõistmiseks vaja süüvida tuumafüüsika sügavatesse keerdkäikudesse. Tuumaenergia aluste kompamiseks piisab koolifüüsika kergest värskendusest ja mõnest uuest huvitavast infokillust.

Selles raamatus räägime ainult traditsioonilisest tuumaenergiast, mis kasutab tuumade lõhustumisel vabanevat energiat. On olemas teine, inimesele veel tööstuslikult kahjuks kättesaamatu tuumaenergia liik — tuumade liitumisel vabanev energia. Just selline toimub näiteks tähtede ja Päikese sees. Mõnikord nimetatakse esimest fissiooni- ehk lõhustumisreaktsiooniks ja teist fusiooni- ehk liitumisreaktsiooniks.

Kuna fusioonienergia on täiesti eraldi uurimisvaldkond ning sellised lahendused, mis teeksid selle energialiigi kasutamise inimkonnale praktikas kasulikuks, praegu veel puuduvad, keskendume tuumaenergiale olemuslikult, teaduslikult, rakenduslikult, praktikaliselt ja majanduslikult – täpselt nii, nagu maailm tuumaenergiat tunneb ja 21. sajandi teisel kümnendil kasutab.

Kuigi kohati tuleb tuumaenergeetika nüansside selgitamisel minna koolifüüsikast kaugemale, peaks selle energialiigi iseärasused, kasutusvõimalused, reaktoritehnoloogiate sarnasused ja erinevused ning ka jäätmekäitluse, ohutuse ja majandusliku tasuvuse teemad selle raamatu kaudu selgeks saama. Igatahes on siin avastamist igaühele, kellel on kas või väike huvi tuumaenergia vastu.

Tuumajaamad maailmas. Allikas: www.carbonbrief.org

Hinnanguliselt kasvab maailma elanike arv aastaks 2050 tänaselt $7,8$ miljardilt enam kui $9$ miljardile, kellest igaüks püüdleb parema elujärje poole. Sellega kaasneb tahes-tahtmata ka energia tarbimise kasv. Kliima perspektiivist on oluline, et energia tootmine liiguks samal ajal puhtamate kütuste suunas.

2018. aasta lõpu seisuga kaeti maailmas tuumajaamadega umbes $10,4\%$ elektrienergia vajadusest. Paljud Euroopa riigid, nagu näiteks Ungari, Slovakkia ja Ukraina, saavad rohkem kui poole elektrist tuumajaamadest, Prantsusmaa koguni üle $70\%$ ; samal ajal Belgia, Rootsi, Sloveenia, Bulgaaria, Šveits, Soome ja Tšehhi Vabariik saavad ühe kolmandiku või enamgi. Lõuna-Koreas ja USA-s oli tuumajaamades toodetud elektri osakaal vastavalt $27\%$ ja $20\%$ .

Sealhulgas toodavad tuumareaktorid ligikaudu kolmandiku maailma $\mathrm{CO_2}$ -vabast elektrist.

Maailma elektrienergia toodang 2018. aastal. Allikas: IEA

2020. aasta novembri seisuga on maailmas töös umbes $450$ reaktorit (koguvõimsusega ligikaudu $393\, \mathrm{GW_e}$ ) ja ehitusjärgus on veel $50$ (lisandub $15\%$ tootmismahust). Tuumaenergiat kasutab $31$ riiki ning eriti agaralt plaanivad uusi reaktoreid ehitada Hiina, India ja Lõuna-Korea.

Peale kommertsreaktorite (reaktorid, mis toodavad peamiselt elektri- ja soojusenergiat) töötab üle maailma ligikaudu $50$ riigis umbes $220$ uurimisreaktorit, mida kasutatakse teadustööks ning meditsiinis ja tööstuses vajalike isotoopide tootmiseks. Allveelaevadele, lennukikandjatele ja jäälõhkujatele on paigutatud ligemale $200$ tuumareaktori.

Reaktorid litsentseeritakse tavaliselt $30–40$ aastaks. Lähikümnenditel võib vanuse poolest tekkida vajadus välja vahetada kuni $100$ reaktorit.

Töötavate tuumareaktorite vanus 2017. aastal

Enamlevinud reaktoritehnoloogiad on surveveereaktorid (u $290$ reaktorit), keevaveereaktorid (u $75$ ), CANDU reaktorid (u $50$ ), kerge vee grafiitreaktorid (u $15$ ), gaasjahutusega reaktorid (u $15$ ), kiirete neutronitega naatriumreaktorid ( $3$ ).

Eesti on peaaegu igast ilmakaarest ümbritsetud tuumajaamadega. Mõni asub meile väga lähedal (nt Soome, Venemaa), mõned natuke kaugemal (Rootsi, Ukraina, Valgevene). Meile kõige lähemal asuvad tuumaelektrijaamad on Leningradi TEJ Venemaa Föderatsioonis ( $79\, \mathrm{km}$ Narvast) ja Loviisa TEJ Soome Vabariigis ( $103\, \mathrm{km}$ Eesti rannikust – Kundast põhja suunas). Järgnevad Rootsi tuumaelektrijaam Oskarshamnis, mis on Saaremaast $345\, \mathrm{km}$ ja Tallinnast $540\, \mathrm{km}$ kaugusel, ning Tallinnast $270\, \mathrm{km}$ kaugusele jääv jaam Soomes Olkiluotos.

Tuumajaamad Euroopas. Allikas: rospearce.github.io/globalnuclearpower/ (14.09.2020)

Tuumaenergia kasutamise idee kerkis seal esmakordselt esile Soome Akadeemias, kelle algatusel loodi 1955. aastal valitsuse energiakomitee eesmärgiga koostada analüüs aatomienergia kasutusvõimalustest ja vajadusest Soomes. Helsingi Tehnikaülikooli professori Erkki Laurila juhtimisel jõudis komitee selgusele, et Põhja-Soome jõgede hüdroenergia potentsiaal on ammendumas ning tuumaenergial võib tulevikus olla tähtis roll. 1961. aastal pöörduski Soome valitsus Rahvusvahelise Aatomienergiaagentuuri poole, et alustada konsultatsioone tuumaenergeetika kasutuselevõtu teemal.

Helsingi linn ostis uue tuumaelektrijaama tarbeks isegi Sipoo koosseisu kuuluva Granö saare. Arvati, et elektrivõrku võiks ühendada $150–250\, \mathrm{MW}$ tuumaelektrijaama. Granö saarele aga elektrijaama kunagi ei kerkinud. Samuti kavandati Helsingi piirkonda Rootsi Asea-Atomi, VTT ja Finnatomi ühiselt arendatud väikereaktorit, mis toodaks maa-aluses kaljukoopas $200\, \mathrm{MW}$ soojusenergiat vaid kaugkütte tarbeks. Seegi plaan ei realiseerunud.

Küll aga hankis Helsingi Tehnikaülikool 1960-ndatel aastatel teadusuuringute ja koolituse tarbeks USA-st General Atomicsi väikese Triga-tüüpi $250\, \mathrm{kW}$ uurimisreaktori, mis sai nimeks Finland Reactor $1$ ehk lühidalt FiR- $1.$ Espoos Otaniemis paikneva reaktori avas president Urho Kekkonen 1962. aastal.

President Urho Kekkonen FiR- $1$ reaktorit käivitamas aastal 1962. Allikas: Aarre Ekholm / Lehtikuva

FiR-$1$ reaktor kasvajat neutrontomograafiaga kiiritamas.

FiR- $1$ uurimisreaktor põhineb Triga Mark II tehnoloogial ja seda kasutati aastaid teadusuuringuteks neutrontomograafia abil. Uuriti olulisi geoloogiliste ja bioloogiliste materjalide omadusi, näiteks Apollo $12$ -lt saadud mullaproove. Samuti analüüsiti mitmesuguste tööstusseadmete ja kiiritatud tuumareaktorite komponentide materjalikahjustusi. Näiteks kiiritati siiani ehituses oleva termotuumareaktori ITER magnetomeetreid FiR- $1$ reaktoris. Lisaks kasutati FiR- $1$ reaktorit radioaktiivsete isotoopide tootmiseks eri tööstuslike rakenduste, sh mõõteseadmete jaoks.

Meditsiinis kasutati nii reaktori neutronkiirgust kui ka toodetud isotoope pea- ja kaelapiirkonna kasvajate raviks, millest saigi reaktori põhitööülesanne pärast 2000. aastat. Paralleelselt uuringute ja isotoopide tootmisega kasutati reaktorit ülikoolis õppetegevuseks ja tuumainseneride treenimiseks. Reaktor suleti 2015. aastal ning on nüüdseks dekomisjoneerimisel. 2019. aasta seisuga töötas Soomes neli tuumareaktorit, mis tootsid umbes $30\%$ Soome elektrivajadusest.

2019. aasta seisuga töötas Soomes neli tuumareaktorit, mis tootsid umbes $30\%$ Soome elektrivajadusest. Soome on lisamas üht uut reaktorit Olkiluoto tuumajaamas ning ehitab lisaks ka kolmandat, Hanhikivi tuumajaama. Samuti on Soome alustanud kasutatud tuumkütuse maa-aluse lõppladestusjaama rajamist.

Protseduurilaud (A) ja kiirgussimulatsiooni seadmed (B). Laud fikseeritakse dokkimissüsteemiga (C). Ülemisel Väikesel pildil on näha patsiendi asendit protseduuri ajal. Patsient fikseeritakse vaakumpatjadega

Loviisa

1961. aastal kuulutas Imatran Voima välja rahvusvahelise tuumaelektrijaama hanke. Ettevõte soovis 1967. aastal tellida kas Saksa AEG või Ameerika Westinghouse’i reaktori, Nõukogude Liidu (NSVL) pakkumist peeti sealjuures puudulikuks. Valitsus otsustas tellimuse pakkumiste põhjal siiski tühistada. Paar aastat hiljem, 1969. aastal, kirjutas tööstusminister Väinö Leskinen Moskvas alla kaubanduslepingu, mis sisaldas NSVList tuumaelektrijaama tellimist. Valitud NSVLi ettevõtte Atomenergoexport VVER-tüüpi surveveereaktoreid täiendati Soome insenerioskustega. Turvasüsteemid, automaatika ja mõõteriistad töötati välja Soomes ja hangiti läänest. Jaam ehitati $90\, \mathrm{km}$ Helsingist läände Loviisa linna Hästholmeni saarele ning elektri tootmine algas 1977. aastal Loviisa- $1$ reaktori käivitamisega. Teine, Loviisa- $2$ reaktor valmis ja alustas elektri tootmist kolm aastat hiljem, 1980. aastal. Loviisa jaama omanik on Soome energiaettevõte Fortum.

Olkiluoto

Mõni aasta hiljem valmisid ka teise Soome firma, Teollisuuden Voima Oyj (TVO), kaks läänest ostetud keevaveereaktorit, mille tootis Rootsi Asea-Atom, nüüdne Westinghouse Electric Company. Reaktorid ehitati Olkiluoto tuumajaama Eurajoki saarel ning elektrit hakati tootma 1979. ja 1982. aastal.

Olkiluoto- $1$ ja - $2$ on Rootsi ASEA-Atomi (nüüd Westinghouse) 1970-ndatel ehitatud keevaveereaktorid, mis tollal oli maailma tipptehnoloogia. Jaamade esialgne elektriline võimsus oli $660\, \mathrm{MW}$ , millelt see on on järk-järgult tõstetud praegusele $890\, \mathrm{MW}$ -le. Võimsuse tõstmine on olnud võimalik tänu turbiini tehnoloogia moderniseerimisele ja reaktori soojusvõimsuse tõstmisele reaktoritehnoloogia arengu tulemusena. Jaamaüksuste üldine kasutegur on umbes $35\%$ .

No data

Soomes asuvad tuumajaamad

Toetus tuumaenergiale Soomes

Aastatel 2008–2010 korraldas YLE neli samalaadset uuringut, milles mõõdeti Soome kodanike suhtumist uutesse tuumajaamaprojektidesse pärast viienda, Olkiluoto- $3$ tuumajaama ehitamist. Uute tuumajaamade vastu oli $48–55\%$ ja neid toetas $34–38\%$ vastanuist.

EL-is 2008. aasta alguses korraldatud arvamusküsitluste kohaselt on soomlased EL-is kõige innukamad tuumaenergia toetajad: $61\%$ vastanud soomlastest pooldas tuumaenergia kasutamist, samal ajal kui EL-i keskmine oli $44\%$ .

Soome Energiatööstuse 2019. aasta uuringu põhjal suhtus tuumaenergiasse pooldavalt $49\%$ ja oli vastu ainult $15\%$ vastanutest. Esimest korda kaalus tuumaenergia toetus ka parlamendierakondade seas üle vastuseisu. Arvatakse, et selle põhjuseks on kasvav mure kliimamuutuste pärast.

Rootsi on tänu tuuma- ja hüdroenergiale üks Euroopa puhtama elektriga riike. Rootsil on kolmes töötavas tuumajaamas kokku seitse töötavat reaktorit, millega toodetakse umbes $40\%$ riigi elektrist. Suurimas tuumajaamas Ringhalsis töötab neli reaktorit ning see tuumajaam üksi katab $15\%$ riigi elektrivajadusest.

Rootsi tuumaenergia uuringud algasid 1947. aastal, esmalt küll militaarsektoris Rootsi Kaitseuuringute Instituudis, kuid juba 1954. aastal ehitati esimene katseline raskeveereaktor, millele järgnes veel kaks reaktorit: suhteliselt väikese võimsusega Ågesta, mis täitis peamiselt kaugkütte funktsiooni, ning Marviken, mida eri ohutusprobleemide tõttu käiku ei lastudki.

1960-ndatel algas Rootsis üsna kiire tuumavaldkonna areng, mille oluliseks ajendiks oli riigi tuumarelvaprogramm, mis kümnendi lõpuks siiski lõpetati ning 1968. aastal liitus Rootsi tuumarelvade vastase leppega. Sellele järgenud aastatel keskendus Rootsi energiareaktoritele ning paari aasta jooksul kasvas töötavate reaktorite arv kuueni, 1985. aastaks juba $12$ -ni. $9$ neist oli Rootsi tuumatööstuse (ASEA) omatoodang, kolm tarnis Westinghouse.

Pärast Three Mile Islandi õnnetust korraldati Rootsis referendum tuumaenergiaga jätkamise küsimuses, kuid küsimuste ebaõnnestunud sõnastuse tõttu sai hääletaja valida vaid erinevate „ei“ stsenaariumide vahel, ning Riksdag otsustas 1980. aastal, et uute tuumajaamade rajamist ette ei võeta ning olemasolevad lõpetavad töö 2010. aastaks. Nagu teame, nii see ei läinud.

Avalikkuse toetus tuumaenergiale on Rootsis olnud üsna heitlik, seda on mõjutanud eeskätt kaugemal juhtunud suuremad õnnetused, kuid märksa vähem Rootsi enda jaamades toimunud intsidendid. Näiteks pärast Fukushima õnnetust tõusis tuumaenergia vastaste häälte osakaal $39\%$ -lt $64\%$ -le, kuid langes 2019. aastaks tugevalt, $11\%$ -le. Rahvaküsitlused tuumajaamade lähedal elavate inimeste seas näitasid samuti suurt toetust – 2005. aastal soovis $94\%$ Barsebäcki jaama ümbruses elanud inimestest, et jaam jätkaks tööd.

Rootsi on ka heal tasemel radioaktiivsete jäätmete käitlemises – rajatud on maa-alune lõppladestusjaam lühikese poolestusajaga keskmise ja madala radioaktiivsusega jäätmetele, ning vaheladustus kasutatud tuumkütusele. Välja on valitud kaks asukohta kõrgradioaktiivsete jäätmete lõppladestuseks Oskarshamnis ja Östhammaris. 2020. aasta oktoobris andis Östhammari omavalitsus ka loa sinna lõppladestusjaama rajamiseks, lõplikku otsust ei olnud Rootsi valitsus selle raamatu trükki mineku ajaks veel teinud.

Läti

Lätis tuumajaamad ja tuumkütuse käitlemise asutused puuduvad. On vaid üks 5 MW IRT uurimisreaktor Salaspilsis ning seegi on 1998. aastast alates peatatud. Selles reaktoris olnud kütus tagastati 2008. aastal Venemaa Föderatsioonile, kust see pärines. Nii sellest reaktorist kui ka muudest valdkondadest tekkinud radioaktiivsete jäätmete hoiustamiseks kasutatakse Baldone linna lähedal asuvat hoidlat „Radons“.

Samuti pole Lätil praegu tuumajaama rajamise plaane.

Leedu

Leedus asus Baltimaade ainus tuumaelektrijaam aastatel 1983–2009. Ignalina tuumajaamas töötas kaks RBMK-tüüpi reaktorit. Planeeriti ka kolmandat, kuid selle ehitamist ei alustatud kunagi, põhjuseks Tšornobõli õnnetus samatüübilise reaktoriga. Enne jaama sulgemist 2009. aasta viimasel päeval tootis Ignalina tuumajaam $80\%$ Leedu elektrienergia tarbest. Jaama sulgemine oli Leedu Euroopa Liiduga ühinemise eeltingimuseks. Ühtlasi oli Ignalina $2$ . reaktor viimane väljaspool Venemaad töötanud RBMK-reaktor.

Ignalina tuumajaama ehitus algas 1978. aastal ning selle toodang oli plaanitud katma nii Leedu enda elektrivajaduse kui ka ekspordi naaberriikidesse. Jaama algusaastatel, 1980ndate lõpus, moodustaski eksport üle $40\%$ kogutoodangust, kuid energiatarbimise kasvades kasutati üha suurem osa jaama võimsusest ära kohapeal Leedus.

2006. aastal alustasid Eesti, Läti ja Leedu uuringuid peagi suletava Ignalina tootmisvõimsuse asendamiseks. Uue projekti nimeks sai Visaginase tuumajaam ning see oleks samuti asunud suletava Ignalina tuumajaama asukohas. Kasutatavaks reaktoriks kaaluti GE Hitachi moodsaimat keevaveereaktorit ABWR. 2016. aastaks oli aga selge, et ühisprojektiga edasi ei minda, seda eelkõige Fukushima õnnetuse ja 2012. aastal toimunud referendumi tulemuste tõttu.

Venemaa

Venemaa ja endise Nõukogude Liidu tuumaenergia ajaloo nurgakiviks võib pidada $5\, \mathrm{MW}$ Obninski jaama käivitamist 1954. aastal, mis oli ühtlasi ka maailma esimene elektrivõrku ühendatud tuumajaam. Venemaa on praeguseks üks maailma suurimaid tuumaenergia tootjaid ning kõrgelt arenenud tuumatehnoloogiate eksport teistesse riikidesse on tähtis osa Venemaa majanduspoliitikast. Pea viiendik kogu Venemaa elektrienergiast tuleb tuumajaamadest. Tšornobõli õnnetus ja Nõukogude Liidu lagunemisele järgnenud majanduskrahh pidurdasid mõneks ajaks Venemaa tuumatööstuse arengut, kuid viimase kahe kümnendi jooksul on areng taastunud. Kõiki Venemaa tuumajaamu opereerib riigiettevõte Rosenergoatom. Samas lõpetati 2020. aastal Rosatomi riiklik subsideerimine, mis tõi kaasa ettevõtte tähelepanu pöördumise välisturgude poole.

Hetkel on Venemaa peamiseks „tööhobuseks“ VVER- $1200$ reaktoritüüp, mida eksporditakse mitmesse välisriiki, nagu Türgi, Bangladesh, Valgevene ja Soome, ning ehitatakse ka kodumaiseks tarbimiseks, muuhulgas vanade RBMK-tüüpi reaktorite väljavahetamiseks. Viimaseid on Venemaal käigus veel $10$ . Kokku on Venemaal 2020. aasta novembri seisuga töös $38$ reaktorit, neist viis VVER- $440$ , $13$ VVER- $1000$ , $3$ VVER- $1200$ , kümme RBMK-d, kolm väikest grafiitaeglustiga keevaveereaktorit EGP- $6$ ning kaks naatriumjahutusega reaktorit – BN- $600$ ja BN- $800$ .

Peale selle on Venemaal valminud kaks ujuvat (praamil) elektrijaama, mis kasutavad $35\, \mathrm{MW}$ KLT- $40$ S surveveereaktorit, mis kvalifitseerub oma põhiparameetrite poolest tehniliselt väikeseks moodulreaktoriks. Siiski, tegu on algselt mereväe tarbeks, mitte kommertskasutuseks loodud reaktoritüübiga – see kajastub ka niisuguste reaktorite ehituse kõrgemas hinnas võimsusühiku kohta. Tuumareaktoriga all- ja pealveelaevu on Venemaa kasutanud mandril asuvatele tarbijatele elektri andmiseks aastakümnete jooksul varemgi.

Venemaa on võtnud eesmärgiks võtta 2050. aastaks kasutusele „olemuslikult ohutud“ kiirete neutronitega reaktoritüübid ning suletud kütusetsükli, et vähendada tekkivate radioaktiivsete jäätmete hulka. 2050. aastaks loodetakse $45–50\%$ elektrienergiast toota tuumajõul, sajandi lõpuks oodatakse osakaalu kasvu kuni $70–80\%$ -ni.

Väärib märkimist, et erinevalt paljudest Euroopa riikidest Venemaal sisuliselt puudub tuule- ja päikeseenergiat tugevalt arendav energiapoliitika, puhta energia tootmises panustatakse selgelt tuumaenergiale ning Euroopa riikidele, kes ei soovi kasutada Venemaa tuumatehnoloogiaid, pakutakse energiadefitsiidi katmiseks „vähem vastuolusid tekitavat“ maagaasi.

Eesti

Ehkki Eestis pole kunagi tuumaenergiat toodetud, on siin aga töötavaid reaktoreid olnud küll. Nimelt loodi 1962. aastal Paldiskisse Nõukogude Liidu mereväe tuumaallveelaevade õppekeskus nr $93$ . See oli Nõukogude Liidu Musta mere laevastiku baasi Sevastoopolis ja Sosnovõi Bori keskuste kõrval kolmas omataoline.

Nõukogude Liidu Põhjalaevastiku ja Vaikse Ookeani laevastiku allveelaevnike väljaõpetamiseks paigaldati Pakri poolsaare põhjaossa mereväe koolituskeskusse kaks militaarotstarbelist õppereaktorit, mis olid analoogsed tuumaallveelaevadel kasutatavate reaktoritega. Reaktoriteks olid kaks esimese ja teise põlvkonna allveelaeva tuumareaktorit Delta-I ja Ehho-II ning trenažöörid allveelaevnike ettevalmistamiseks Taifuni, Janki ja Delta I–IV klassi tuumaallveelaevadele.

Õppereaktorite eesmärgiks oli (täiend)koolitada mereväelasi enne allveelaevadele saatmist reaalsele võimalikult lähedastes tingimustes.

Tuumareaktor nr $1$ töötas alates aprillist 1968 kuni jaanuarini 1989 ning paiknes metallist kestas, mis vastas oma kujult ja mõõtmetelt tuumaallveelaevale. Reaktor oli PWR/VM-A tüüpi, soojusvõimsusega $70\, \mathrm{MW}$ . 1980. aastal vahetati reaktoris tuumkütus uue kütusega. Reaktori nr $1$ tööaeg oli kokku ( $20–40\%$ koormusel) $20 821$ tundi ( $13 781$ tundi esimese kütusekogusega ja $7040$ tundi teise kütusekogusega).

Reaktor nr $2$ oli PWR/BM- $4$ (LWR) tüüpi, soojusvõimsusega $90\, \mathrm{MW}$ ja see töötas veebruarist 1983 kuni detsembrini 1989 ligikaudu $30\%$ koormusega. Reaktori tuumkütust ei vahetatud. Reaktori nr $2$ tööaeg oli kokku $5333$ tundi.

Põhimõtteline otsus väljaõppekeskuse ehk Paldiski objekti ohutuks sulgemiseks tehti 1991. aastal pärast Eesti iseseisvuse tunnustamist Venemaa poolt ja Vene vägede väljaviimist piirkonnast.

Reaktorid eemaldati ning evakueeriti Paldiskist 26. septembril 1995. Allesjäänud reaktorikonstruktsioonid suleti metallplaatidega ning kaeti $38\, \mathrm{cm}$ paksuse betoonikihiga, milles hoitakse neid umbes $50$ aastat. Seejärel on radioaktiivsus langenud ohutule tasemele, võimaldamaks lõplikku dekomisjoneerimist ja vajalike materjalide lõppladustust.

Enne füüsikasse ja tehnoloogiatesse sukeldumist on hea teada, kust tuumaenergeetika alguse sai. Esimese reaktori ehitamiseni jõuti 2. detsembril 1942, kui rühm teadlasi käivitas Itaalia füüsiku Enrico Fermi juhtimisel maailma esimese tuumareaktori Chicago Pile- $1$ . Reaktor koosnes grafiitplokkidest, mille vahele olid asetatud looduslikust uraanist ja selle oksiidist kerad. Äärmise salastatuse õhkkonnas toimus esimest korda inimese juhitud tuumalõhustumise ahelreaktsioon. Selle saavutuse tegi võimalikuks paljude maade teadlaste eelnev töö ioniseeriva kiirguse, tuumamuundumiste ja tuumalõhestumise uurimisel.

Chicago Pile-$1$. Allikas: Ameerika Ühendriikide Energeetikaministeerium.

Pärast seda, kui inglise füüsik J. Chadwick avastas 1932. aastal neutroni, alustas Enrico Fermi Roomas uraani neutronitega pommitamise katseid. Korrates neid katseid Saksamaal, avastasid L. Meitner, O. Hahn ja F. Strassmann tuumalõhustumise. Ühtlasi sai praktikas kinnituse A. Einsteini kuulus energia ja massi ekvivalentsuse põhimõte, kui raskete tuumade lõhustumisel neutronite toimel vabanes tohutu hulk energiat. Teise maailmasõja algus 1939. aasta augustis nõudis vastavastatud energia kasutuselevõttu eeskätt sõjalisel, aga ka tsiviilotstarbel. Eesmärgiks oli luua plutooniumitootmise seade tuumapommi tarvis.

1943. aasta novembris käivitati $1\, \mathrm{MW}$ reaktor Oak Ridge’is, septembris 1944 valmis USA Washingtoni osariigis $200\, \mathrm{MW}$ reaktor. Sõjaolukorras ja tuumarelva väljatöötamise tõttu salastati rangelt kogu tuumavaldkonna teadus- ja arendustöö. Erandiks oli mõningane teabevahetus USA ja Suurbritannia vahel ning USA tuumasaavutuste spionaaž NSV Liidu kasuks. Ka tuumareaktori patent, mille E. Fermi ja L. Szilard 1944. aasta detsembris võtsid, oli $10$ aastat saladuses. Selle tulemusena arendas iga suurriik tuumatehnikat iseseisvalt, oma vajaduste ja võimaluste piires. Näiteks käivitati Nõukogude Liidu esimene reaktor F- $1$ 1946. aasta detsembris Moskvas ja Suurbritannia reaktor GLEEP 1947. aasta augustis Harwellis.

Tuumarelvastuse ja sõjalaevade tuumajõuseadmete väljatöötamine soodustas mingil määral ka energiatootmiseks sobivate tuumareaktorite ja tuumkütusetsükli arengut. USA ja NSVL lõid tööstuskompleksid suurte $^{235}\mathrm{U}$ koguste rikastamiseks ja plutooniumi $^{239}\mathrm{Pu}$ tootmiseks, aga seega ka eeldused reaktorikütuste tootmiseks. Katsetati erinevaid reaktoritüüpe, sõjalaevade ning plutooniumitootmise reaktoritest arenesid välja hilisemad energiatootmise reaktorid.

Tuumaenergia sihipärasest arendamisest ühiskonnale olulise soojuse- ja elektritootmise põhienergiaallikana saab hakata rääkima alles pärast Teise maailmasõja lõppu, 1950. aastatel. Tuumarelv oli näidanud oma võimsust 1945. aastal sõjas Jaapaniga ning kätte oli jõudnud aeg selle energialiigi rahumeelseks rakendamiseks. Külma sõja tingimustes jätkus tegevus paralleelselt tuumarelvastuse suurendamisega eraldi mõlemal pool „raudset eesriiet“. Paljud energiareaktorid olid pikka aega kaksikkasutusega ja teenisid elektritarbijate kõrval ka teist isandat – sõjatööstust.

Esimese tuumaelektritootmise dokumendid pärinevad 20. detsembrist 1951, kui katsereaktor EBR-1 saavutas USA-s Idahos võimsuse $1\, \mathrm{kW}$ . Esimene riigi elektrivõrku ühendatud $5\, \mathrm{MW_e}$ elektrivõimsusega Obninski tuumaelektrijaam avati 1954. aastal Nõukogude Liidus. Jaamas rakendati vesijahutuse ja grafiitaeglustiga kanalreaktorit AM- $1$ . See, põhiliselt küll plutooniumitootmiseks mõeldud reaktor, sai hilisema RBMK-reaktori prototüübiks.

Lennukikandjareaktor, mis kasutas rikastatud uraani ning mille aeglustiks ja soojuskandjaks oli vesi, oli praegu kõige levinuma ja ohutuma surveveereaktori PWR prototüübiks. Esimene sellise reaktoriga $60\, \mathrm{MW_e}$ elektrit tootev tööstusjaam valmis 1957. aastal Shippingportis USA-s. Reaktor ehitati valitsuse rahastamisel ja mereväe juhtimisel. Analoogiline Nõukogude Liidu reaktor VVER lasti käiku 1964. aastal Novovoronežis. USA-s töötati välja teine levinud energiareaktoritüüp, keevaveereaktor BWR, mille esimene $250\, \mathrm{MW_e}$ tööstusvariant Dresden- $1$ käivitati 1960. aastal. Umbes $85\%$ maailma tuumajaamades toodetud elektrienergiast saadakse mereväe tarbeks väljatöötatud tuumareaktorite edasiarendamisel.

Erinevalt kulges reaktorite areng Suurbritannias, Kanadas ja Prantsusmaal. Peamiselt uraanirikastusvõimsuste piiratuse tõttu töötati neis maades välja looduslikul uraanil töötavad reaktorid. Kanadas loodi raskeveeaeglustiga reaktor CANDU. Suurbritannias arendati välja grafiitaeglusti ja gaassoojuskandjaga reaktor Magnox ning hiljem rikastatud uraani kütusega täiustatud gaasjahutus-reaktor AGR, mõlemad sobisid nii energia- kui ka plutooniumitootmiseks.

Suurbritannia ja läänemaailma esimeseks tööstustuumajaamaks sai 1956. aastal $50\, \mathrm{MW_e}$ Calder Hall- $1$ Sellafieldis. Magnox-tüüpi reaktoritega alustati ka Prantsusmaal, kuid peagi mindi üle USA litsentsiga PWR-reaktorite ehitamisele.

Kui kõik eelnimetatud (välja arvatud EBR- $1$ ) on aeglastel neutronitel töötavad reaktoritüübid, siis arendati ka nn kiireid (kiiretel neutronitel töötavaid, s.o aeglustita) reaktoreid FBR. 1963. aastal alustas Newportis USA-s tööd FBR-reaktor Fermi- $1$ . NSVL-i tööstusvariant BN- $350$ käivitati 1972. aastal Ševtšenkos Kasahstanis.

Praeguse liigituse järgi peetakse tuumareaktoreid Shippingport, Dresden- $1$ , Magnox, AM- $1$ I põlvkonda kuuluvaks. Nende, plutooniumitootmiseks ja ka sõjalaevadel kasutamiseks mõeldud reaktorite edasiarendamise tulemusena loodi peamisteks ehitatavateks tüüpideks kujunenud II põlvkonna reaktorid PWR/VVER, BWR, RBMK, CANDU, AGR. Esimeste reaktorite ekspluateerimiskogemused, järjest väiksem salastatus (vähemalt lääneriikides), tuumkütuse suured varud ja võimalus toota vähesest kütusekogusest stabiilselt baasenergiat lõid kuni 1980. aastate alguseni soodsa pinna tuumaenergeetika kiirele kasvule. Tuumaenergia osa kogu maailma elektritoodangust küündis juba $16–17\%$ .

1970.–1980. aastatel hakkas peamiselt USA-s ja Euroopa maades tuumaenergia areng uute jaamade ehitamisel pidurduma ja see tendents jätkus kuni praeguse sajandi alguseni. Oma osa selles oli kasvaval rahutusel radioaktiivsete tuumajäätmete pikaajalise ohutuse ja tuumarelvamaterjali võimaliku leviku pärast, fossiilkütuste hinnasuundadel ning tuumajaamaavariidel, mis tekitasid ühiskonnas ja investeerijates vastuseisu tuumaenergia arendamisele.

Sel ajavahemikul toimusid suurimad vähestest tuumaenergeetikaga seotud avariidest: nullilähedase keskkonnamõju, kuid suure majanduskahjuga avarii USA tuumajaamas Three Mile Island 1979. aastal ja eriti RBMK-reaktori avarii Tšornobõli tuumajaamas Ukrainas 1986. aastal, kus majanduskahjuga kaasnes ka keskkonna ulatuslik radioaktiivne saastumine.

Järgmistel aastatel suurenesid karmistunud turvanõuete tõttu hüppeliselt tuumajaamade ehituskulud, samal ajal langes uraani hind ja selle turg tasakaalustus. Ka avalik arvamus oli tuumajaamade ehitamise vastu. Uusi reaktoreid ehitati sel perioodil peamiselt kiiresti arenevates Aasia riikides, näiteks Hiinas, Taivanis, Lõuna-Koreas.

Arendustööd reaktorite ohutuse ja võimsuse suurendamiseks, nende tõhusamaks kasutamiseks, kütuse paremaks ärakasutamiseks, jaamade julgeoleku ja pikema tööea tagamiseks jätkusid. Tulemuseks on II põlvkonna reaktorite olulised täiustused ning järgmise III/III+ põlvkonna reaktorite, nagu ABWR, EPR, AP-1000, Advanced CANDU (jt), väljatöötamine. Näiteks suurenes ajavahemikul 1980–2002, kui uute ehitatud reaktorite arv vaevu asendas suletavate arvu, tuumaelektritoodang kütuse parema kasutuse ja muude uuenduste tõttu $60\%$ . 2007. aastal alustati Venemaal väikese võimsusega ( $70–500\, \mathrm{MW_e}$ ) praamil asuvate ujuvtuumareaktorite ehitamist, et varustada elektriga Kaug-Ida väheasustatud alasid.

Marie Skłodowska Curie

Enrico Fermi

Tuumaenergia on energia, mis pärineb aatomituumadest. Aatomituumade sisene energia põhineb tugeval vastastikmõjul ja on miljoneid kordi kõrgem kui näiteks molekulide vaheline energia, mis vabaneb põlemisprotsessis. Tuuma energiat on võimalik vabastada kergete tuumade liitmise ehk fusiooni või raskete tuumade lõhustumise ehk fissiooni käigus.

Tuumade lõhustumisenergia tootmiseks kasutatakse peamiselt kõige raskemat looduses leiduvat uraani. Tehniliselt veidi keerulisem, kuid siiski võimalik on lõhustada ka uraanist veidi kergemat elementi tooriumi ja tuumareaktsioonide käigus tekkinud, ent looduses vabalt mitte esinevat plutooniumi. Kui näiteks uraani aatomituum lammutada kaheks väiksemaks aatomituumaks, siis tekkinud tuumade kogumass on väiksem kui uraani enda oma. Just see väike „puudujääk“ massis ongi vallandunud energia kujul.

Kui suur on siis vabanev energiahulk? Matemaatiliselt kirjeldab seda protsessi valem, mis seob energia ja massi ehk $E = mc^2$ . Isegi kui ühes reaktsioonis „kaduv“ mass on väike, tuleb see läbi korrutada valguse kiiruse ehk $300 000 000\, \mathrm{m/s}$ ruuduga. Samuti toimub reaktoris väga suur arv reaktsioone korraga (u $10^{20}$ sekundis). Just väga suur energiatihedus teeb tuumaenergia nii väärtuslikuks energialiigiks. Võrreldes põletamisega on tarvis miljon korda vähem kütust, mis tähendab miljon korda vähem jäätmeid. Võrreldes päikese ja tuulega on tarvis oluliselt vähem maapinda. Lisaks on tuumkütuse varud inimkonna ja meie planeedi eeldatavat allesjäänud eluiga arvestades praktikas ammendamatud.

Kõik liitiumist raskemad elemendid on tekkinud tähtedes ja rauast raskemad elemendid omakorda võimsates täheplahvatustes, mida kutsutakse supernoovadeks. Sealt on pärit ka neisse rasketesse tuumadesse kammitsetud energia. Seega, enamik meie koostiseks olevatest ainetest ning ka Maal leiduv uraan ja toorium pärinevad umbes $10$ kuni $5$ miljardit aastat tagasi „põlenud” tähtedest, mis lõpetasid oma elu võimsa supernoovaplahvatusega. Niisuguseid tähti nimetatakse ka 2. generatsiooni tähtedeks. 2. generatsiooni tähtedest välja paiskunud rasked elemendid koondusid uuteks 3. generatsiooni tähtedeks ja planeetideks. Ka Päike on selline 3. generatsiooni täht. Uraani ja tooriumi tekkimiseks oli vajalik, et supernoova plahvatuses toimuks nn r-protsess. See protsess toimub oma eluea lõpus kokkukukkuva tähe keskel, kus rauarikas plasma rikastatakse ülikõrge rõhu all neutronitega. Sellise tähe südamikus sünteesitakse kõik rauast raskemad elemendid.

Järgmistes alapunktides räägime lõhustumisreaktsioonist, selle tekitamisest ning vabaneva energia hulgast, samuti ahelreaktsioonist, selle aeglustamise vajalikkusest ja võimalustest ning ka sellest, kuidas seda vabanevat energiat tuumajaamades praktiliselt rakendatakse.

Aine koosneb molekulidest, mis omakorda koosnevad aatomitest. Iga aatomi keskel asub aatomi enda suurusega võrreldes tühiste mõõtmetega aatomituum. Tuum koosneb tuumaosakestest ehk nukleonidest: prootonitest ja neutronitest. Prootonite arv aatomituumas määrab ära selle, mis elemendiga on tegemist. Neutronite arv aga selle, mis isotoobiga on tegemist. Näiteks vesiniku aatomituumaks on üks prooton. Vesiniku isotoobi deuteeriumi (tuntud ka kui „raske vesinik“) tuum aga koosneb ühest prootonist ja neutronist. Keemiliselt on vesinik ja deuteerium peaaegu kaksikud, aga tuumaenergeetika mõttes üsna erinevad. On olemas veel kolmas ja ebastabiilne vesiniku isotoop, triitium („üliraske vesinik“). Selle tuum koosneb prootonist ja kahest neutronist. Triitium on radioaktiivne, see laguneb ja tema poolestusaeg on $12$ aastat. Kuna radioaktiivne lagunemine on tõenäosuslik protsess, siis tähendab poolestusaeg seda, et piisavalt suurest ainetükist pool laguneb selle ajaga. Pea kõigil elementidel on nii stabiilseid kui ka radioaktiivseid ehk teatud aja jooksul lagunevaid isotoope.

Tuumaenergia (täpsemalt siis lõhustumisenergia) vabaneb siis, kui piisavalt raske aatomituum, näiteks uraani isotoop $^{235}\mathrm{U}$ , laguneb kergemateks aatomituumadeks ehk nn kildtuumadeks. See protsess toimub ka looduslikult, aga väga aeglaselt, miljardite aastate jooksul. Palju kiiremini toimub see siis, kui uraani aatomituuma tabab paraja energiaga neutron, nagu on kujutatud lisatud joonisel. Aatomituum neelab korraks neutroni, aga muutub selle mõjul väga ebastabiilseks ja laguneb kiiresti kaheks kergemaks aatomituumaks ning kaheks-kolmeks neutroniks. Enamik tuuma lagunemisel tekkinud energiast kantakse minema tekkinud neutronitega ja vähemal määral kildtuumade poolt tekitatud gammakiirgusega.

Lõhenemisreaktsiooni käigus tekkinud neutroneid saab ära kasutada järgmiste sarnaste reaktsioonide tekitamiseks. Sellist ahelat kutsutakse ahelreaktsiooniks. Ahelreaktsiooni ebastabiilses aatomituumas võib esile kutsuda ka looduslikust kiirgusfoonist pärinev juhuslik neutron.

Selles reaktsioonis tekkinud energiahulga kättesaamiseks peavad neutronid ja tekkinud kildtuumad põrkuma aatomituumadega, mis nendega väga tormiliselt ei reageeriks, näiteks vesiniku või süsiniku aatomituumaga või kütuses olevate passiivsete aatomituumadega ( $^{237}\mathrm{U}$ , hapnik või lämmastik jms). Siis annab neutron või kildtuum suure osa oma liikumisenergiast teisele aatomituumale ja see omakorda muutub materjalis juba tavaliseks soojusenergiaks.

Ahelreaktsioon

Tänu sellele, et lõhustumisreaktsiooni alustamiseks saab kasutada sarnases reaktsioonis tekkivaid neutroneid, on võimalik tekitada lõhustumiste ahelreaktsioon. See pole aga lihtne ülesanne, kuna tõenäosus aatomituuma ja neutroni põrkeks on väga väike. Täpne väljend selle probleemi kirjelduseks on „väike interaktsiooni ristlõige“. Tekkiv neutron võib aines lennata sentimeetreid, enne kui tabab mõnda aatomituuma. Pealegi paljud kergemad isotoobid neelavad neutroneid ja ahelreaktsiooni jätkamiseks ei jää neid piisavalt alles. Pole muud lahendust, kui tuleb kuhjata kokku rohkem „tuumakütust” (ehk lõhenevaid aatomituumi), et neutron enne tuumakütuse tükist väljalendamist kindlasti tabaks mõnda järgmist tuuma. Lisaks tuleb tuumakütus puhastada kõikvõimalikest lisanditest, mis võivad neutroneid neelata.

Et vabanevat energiat vallanduks sobivas tempos ja kontrollitult, peab ahelreaktsiooni väga täpselt juhtima. Ahelreaktsioon on olemuselt eksponentsiaalne, mis teebki nende kontrollimise keeruliseks. Reaktsioon võib väga kergelt kustuda või, vastupidi, väga kiirelt hoogustuda.

Teisalt, eksponentsiaalseid protsesse, mis kontrolli alt ei välju, leidub looduses kõikjal (näiteks bakterite paljunemine). Kõige lollikindlam viis tuumalõhustumist kontrollida oleks saavutada „füüsikaline negatiivne tagasisidestus”. Ahelreaktsiooni kontrolliks ja aeglustamiseks on mitmeid meetodeid, näiteks sulasoolareaktorites seiskub tuumareaktsioon, kui tuumakütus muutub liiga kuumaks.

Uraan- $235$ lõhustumisel tekkinud neutronite energia jaotus

Kui füüsikud 1930. aastate lõpus uraani lõhustumist uurisid, siis avastasid nad, et kõige paremini neelab $^{235}\mathrm{U}$ väga madala energiaga ehk aeglaselt liikuvaid neutroneid. Füüsikalisi termineid kasutades suureneb neutroni ja uraani tuuma interaktsiooni ristlõige, kui neutroni energia väheneb. Reaktsiooni kontrollimise seisukohast oleks kõige parem, kui neutronid liiguksid pea samasuguse kiirusega kui aatomituumad tuumakütuses. Aatomituumad liiguvad materjalis soojusliikumise mõjul ja näiteks $500\, ^{\circ}\mathrm{C}$ juures on aatomituumade liikumisenergia väiksem kui $1$ elektronvolt.

(Energiaühik elektronvolt ( $\mathrm{eV}$ ) on aatomi- ja tuumafüüsikas väga praktiline ühik. Näiteks tüüpiline päiksevalguse osake footon on energiaga umbes $1\, \mathrm{eV}$ .)

Teisalt, tuumalõhustumisel vabanevad neutronid ligi miljon korda suurema energiaga, $0,1–10\, \mathrm{MeV}$ , keskmiselt $2\, \mathrm{MeV}$ . Seega, kui me suudaksime neutronite energiat kuidagi vähendada, siis saaksime muuta oma ahelreaktsiooni palju efektiivsemaks. Väldiksime neutronite neeldumist teatud lisandites, seega saaksime kasutada odavamat vähem puhastatud $^{235}\mathrm{U}$ kütust. Samuti aeglustaksime ahelreaktsiooni, sest neutronid liiguksid aeglasemalt.

Uraan- $235$ lõhustumisel tekkinud neutronite energia jaotus

Kuidas aeglustada neutronite liikumist? Kujutame ette, et neutron ja aatomituumad on piljardipallid. Tuumafüüsikud teavad, et kõige parem neutroni aeglusti on aine, mis koosneb neutroniga sarnase massiga elementidest, ent mis samal ajal neutroneid endasse ei neela. Seega kiire piljardipalli ehk neutroni kiirus väheneb siis, kui ta põrkab aeglaselt liikuvate piljardipallidega, pannes neid omakorda liikuma ja samal ajal ei tohi neutron ise reageerida aatomituumaga („kleepuda” teiste pallide külge). Levinud neutronite aeglustiteks on tavaline vesi, raske vesi ja grafiit. Kui tavaline ehk „kerge“ vesi koosneb vesinikust ja hapnikust (keemikute keeles $\mathrm{H_2O}$ ), siis raske vesi koosneb deuteeriumist ja hapnikust ( $\mathrm{D_2O}$ ). Raske vesi aeglustab neutroneid ligikaudu $80$ korda paremini just seetõttu, et ta ei neela neutroneid nii palju kui kerge vesi. Grafiit ehk süsinik on samuti hea aeglusti, kuid kuna ta ei täida soojuskandja rolli, võib ta üle kuumeneda ja süttida (kuulus Windscale’i tulekahju). Väga head aeglustid võimaldavad reaktoris kasutada looduslikku ehk rikastamata uraani, nagu seda tehakse CANDU reaktorites. Kuna aga rasket vett looduses eriti ei esine ja tema tootmine on kallis, siis praktikas kasutatakse u $75\%$ maailma reaktorites tavalist vett, järgnevad tahke grafiit $20\%$ ja raske vesi $5\%$ -ga.

„Soojuslikel” neutronitel töötav reaktor näeb välja nagu suur kärg, mis koosneb vaheldumisi asuvast tuumkütuse ja aeglusti kogumitest (vesi või grafiit) ning loomulikult ka konstruktsioonimaterjalidest. Peale selle toimivad aeglustina ka tuumakütuses olevad lisandid, näiteks $^{237}\mathrm{U}$ jms. Lisaks tuleb reaktorist välja viia soojus, muidu kuumeneks see kohe üle. Näiteks vesi on väga hea soojuskandja, seega võib vesi olla reaktoris korraga nii neutronite aeglustiks kui ka soojuskandjaks. Sulasoolareaktori puhul on soojuskandjaks hoopis vedelas olekus tuumkütuse ja lisandite segu. Samuti on olemas gaas- ja vedelmetallidega jahutatavaid reaktoreid, kus gaas ja vedel metall on täiesti passiivsed, toimides ainult soojusenergia äraviijana.

Paraku neelavad soojuslike neutronitega reaktorites suure hulga neutroneid tuumareaktsioonis tekkivad lõhustumissaadused, kergemad isotoobid. Kui neid koguneb kütusesse liialt palju, siis neelavad need niivõrd palju neutroneid, et ahelreaktsioon seiskub. Selle vältimiseks on erinevaid tehnoloogiaid. Kõige lihtsam on kütust piisavalt tihti vahetada, et jääke ei koguneks liiga palju. Lisaks, kuna paljud neutroneid neelavad isotoobid lagunevad üsna kiiresti (päevadega), siis võib ka kütuse korraks aktiivsest tsoonist välja viia, lasta neil isotoopidel laguneda ja siis suunata kütuse tagasi reaktorisse. Sel moel töötavad näiteks mõned sulasoola- ja nn pelletkütusega reaktorid, kus kütus on kas vedelas olekus või väikeste kergelt liikuvate ümarate pelletitena.

Kiiretel neutronitel töötavad reaktorid

Neutronite aeglustamine aitab ahelreaktsiooni kontrollida, kuid aeglusti muudab reaktori paratamatult suuremaks ja kohmakamaks. Lisaks on kiiretel neutronitel üks oluline hea omadus — need muundavad reaktoris tekkivaid ebastabiilseid ja kõrge radioaktiivsusega isotoope ohutumateks isotoopideks.

Kuna tuumkütuse jäägid on üks tuumaenergeetika teravamaid probleeme, ongi kiirete neutronitega reaktorid sellele üheks lahenduseks.[ML2]

Samuti eraldub sellistes protsessides märgatav kogus energiat. Kiirete neutronitega reaktorid suudaksid seega toota mitu korda rohkem energiat ühe kütuseühiku kohta kui aeglaste neutronitega reaktorid.

Kiirete neutronitega reaktorites viiakse aeglustikogus miinimumini. Vähene aeglusti satub reaktorisse tuumkütuse paratamatu lisandina (uraankarbiid $\mathrm{UC}$ , plutooniumoksiid $\mathrm{PuO_2}$ jne). Enne tuumakütuse lõhustamist jõuavad neutronid kaotada ligemale $90\%$ oma energiast, nende tüüpiline energia on $0,1–0,4\, \mathrm{MeV}$ . Kiiretel neutronitel töötavas reaktoris saab toota ka lõhustumisprotsessist ülejäänud neutronite abil uut tuumkütust. Reaktorisüdamik ümbritsetakse nn kattekihiga, mis koosneb kas $^{238}\mathrm{U}$ või $^{232}\mathrm{Th}$ . Nende elementide haaratud neutronite toimel tekib uus tuumkütus $^{239}\mathrm{Pu}$ või $^{233}\mathrm{U}$ .

1970. aastatel usuti, et peatselt vallutavad kiirete neutronitega reaktorid maailma, varustades meid odava, keskkonnasõbraliku ja ohutuma energiaga. Neid reaktoreid on maailmas siiski vähe, kuna selgus, et sellised rektoreid pole nii lihtne ehitada. Esiteks vajavad need väga kõrge rikastusastmega tuumakütust (ehk sellist kütust, kus on palju $^{235}\mathrm{U}$ või plutooniumi). Selline kütus on aga kallis ning ka poliitiliselt tundlik teema, kuna ta sobib tuumarelvade koostisosaks. Teiseks, kuna kiirete neutronitega reaktoris ei saa jahutamiseks kasutada vett, tuleb leida lahendusi vedelmetallide või sulasoolade näol, mis aga tekitavad probleeme kokkupuutes konstruktsioonimaterjalidega. Lisaks on kiirete neutronite voog reaktoris väga intensiivne, mis kahjustab suuremal määral reaktori materjale.

Lõhustuva aine kontsentratsioon on neis reaktoreis selline, et kiired neutronid aeglustuvad enne neeldumist energiani $1–1000\, \mathrm{eV}$ . Näiteks berülliumi ja $^{235}\mathrm{U}$ tuumade suhe on $150$ kuni $250$ . Vahepealse energiaga neutroneil töötavaid reaktoreid siiski energiareaktoritena ei kasutata, kuna need nõuavad suurema rikastusega kütust ja samal ajal ei saa neis toota ka uut tuumkütust. Küll aga kasutatakse neid uurimisreaktoritena, kuna neis on võimalik saavutada neutronivoogude suurt tihedust.

Neutronite ahelreaktsioon reaktori tuumas. Allikas: Encyclopedia Britannica 2003.

Skeemilt nähtub, et ahelreaktsiooni saaks kontrollida kas tekkivate neutronite arvu muutes või kütuse kogust või selle omadusi muutes. Ka aeglusti koguse muutmisega saab reaktori käitumist mõjutada. Kõik need meetodid on ka päris- või katsereaktorites kasutamist leidnud.

Esimeses inimese loodud testreaktoris Chicago Kuhi- $1$ (ingl k Chicago Pile- $1$ ) kasutati ahelreaktsiooni kontrollimiseks juhtvardaid. Reaktori sees olid läbivad augud, millesse sai lasta puupulkade otsa kinnitatud kaadmiumsulamist klotsid. Kaadmium on väga hea neutronite neelaja. Igaks juhuks hoiti ka käeulatuses suur anum kaadmiumirikka vedelikuga, mille oleks saanud katse ebaõnnestumisel hädaolukorras reaktorile peale valada. Chicago Kuhi- $1$ oli küll esimene reaktor, mis suutis saavutada kriitilise töörežiimi, aga selle ettevalmistamine nõudis mitmeid katsetusi ja alakriitilisi testsüsteeme. Neid kontrolliti väga lihtsalt — puuriidataolises kuhjas muudeti grafiidi- ja uraaniplokkide arvu neid erineval viisil ja hulgal üksteise kõrvale ladudes.

Neutroneid neelavad juhtvardad ongi jäänud kõige levinumaks meetodiks, et kontrollida ahelreaktsiooni tuumareaktoris väga täpselt. Siiski soovitakse tööstuslikes reaktorites alati saavutada olukord, et mingi füüsikaline protsess tagaks reaktori peatumise ülekuumenemise korral. See tagab reaktori seiskumise ka juhtvarraste rikke puhul. Heaks näiteks on vesijahutusega reaktorid, kus vesi on ka neutronite aeglusti rollis. Kui vesi sellises reaktoris aurustub, siis ei aeglusta see enam neutroneid ja ahelreaktsioon seiskub. Samuti paisuvad reaktori ülekuumenemise tõttu tuumasüdamiku materjalid, mistõttu „lendab“ rohkem neutroneid tuumast välja ja protsess aeglustub. Lisaks mängivad olulist rolli tuumafüüsikalised protsessid, nagu näiteks tuuma resonantshaare, mis tugevneb temperatuuri tõusmisega.

Sulasoolareaktor on näide sellest, kuidas ahelreaktsiooni kiirust kontrollib ennekõike kütusesegu temperatuur. Kui uraani sisaldav vedelsool kuumeneb üle teatud temperatuuri (tavaliselt on see $700–800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ), siis aatomite soojusliikumine suureneb ja neutronite neelamine uraani tuumade poolt muutub nii ebaefektiivseks, et ahelreaktsioon seiskub. Sulasoolareaktor, kus kütus on lahustunud sulasoolas, ongi kõige tugevama ja kiirema negatiivse tagasisidestusega reaktoritüüp. Seepärast peetakse neid üheks ohutumaks reaktoritüübiks.

Nõukogude Liidus olid kasutusel grafiidist reaktorid, mida jahutati veega. See on küll odav reaktoritüüp, aga kahjuks näide positiivse tagasisidestusega reaktorist. Kui reaktoris vesi keema läheb, siis termiliste neutronite hulk suureneb ja lõhustumisreaktsioon kiireneb. Ameerika Ühendriikides ja Lääne-Euroopas loobuti seetõttu seda tüüpi reaktoritest tsiviilkasutuses. Nõukogude Liidus kaalus odavus üle ohutuse.

Kuigi Tšornobõli reaktoriga juhtunud õnnetuses oli ennekõike süüdi käegalöömine ja inimlik hooletus, tõestas see ka ilmekalt, kui ohtlik on positiivse tagasisidestusega reaktor.

Tuumareaktoris toimuv ahelreaktsioon tekitab väga palju energiat. Kui tüüpilistes keemilistes reaktsioonides (näiteks põlemine) vabaneb ühikreaktsiooni kohta tüüpiliselt alla ühe elektronvoldi ( $\mathrm{eV}$ ), siis tuumareaktsioonis vabanev energia on miljoneid kordi suurem ( $\sim \mathrm{MeV}$ ). Kui kütuse aatomituum killustub neutroni mõjul kaheks kildtuumaks ja mõneks neutroniks, siis enamik energiast vabanebki kildtuumade ja neutronite liikumisenergiaga. Tekkinud neutronite ja kildtuumade põrgetel teiste aatomituumadega antakse see energia kiiresti üle teistele aatomitele, mis tähendab tuumakütuse ja aeglusti soojenemist. See soojus tuleb reaktorist välja viia. Seda saab teha väga erineval moel. Kõige levinum on vee kasutamine. Soojus väljub sel juhul reaktorist kas kuuma veega või juba veeauru kujul. Aga kasutusel on ka gaasjahutusega reaktorid (heelium, $\mathrm{CO_2}$ ), vedelmetalle kasutavad reaktorid (naatrium, plii), arendatakse sulasoola kasutavaid reaktoreid.

Vee suur eelis on tema hea voolavus, läbipaistvus, odavus, suur energiamahtuvus ja aurustumissoojus, aga ka võimalus kasutada seda nii soojuskandja kui ka neutronite aeglustina. Veega oskame ka väga hästi ümber käia, meil on olemas kõikvõimalikud vett kasutavad soojusenergeetika tehnoloogiad. Enamik olemasolevaid soojuselektrijaamu kasutab ju elektri tootmiseks veeaurugeneraatoreid. Aga tavalisel ehk nn kergel veel (vesi, mille vesinikus on üks prooton ehk $\mathrm{H_2O}$ ) on ka puudusi. Esiteks neelab see liialt neutroneid, mistõttu vajavad tavalist vett kasutavad reaktorid normaalseks toimimiseks rikastatud kütust ehk kütust, milles $^{235}\mathrm{U}$ osakaal on suurem võrreldes loodusliku uraaniga. Vastasel korral ahelreaktsioon lihtsalt ei toimuks. Ühe lahendusena selle probleemi vähendamiseks või õigemini öeldes kütusetsükli optimeerimiseks kasutatakse rasket vett (vesi, mille vesinikus on üks prooton ja üks neutron ehk deuteerium ( $\mathrm{D_2O}$ ), mis neelab neutroneid oluliselt vähem (kuna vesinik juba sisaldab piisavalt neutroneid).

Lisaks võib vesi kiire kuumutamise tagajärjel järsult aurustuda ehk tema ruumala suureneb märgavalt ja võib toimuda auruplahvatus. Kui auruplahvatus juhtub suletud anumas, tõuseb anumas järsult rõhk. Halvimal juhul, kui jahutamine ei ole piisav, võib anum puruneda. Sedalaadi sündmus juhtus Tšornobõli tuumaõnnetuse käigus, kus vajalikku kaitseanumat üldse ei kasutatud ning tagajärjeks purunes reaktorihoone ja keskkonda paiskus suur auru ja radioaktiivse sodi pilv. Et õnnetuse, ka auruplahvatuse korral reaktorist midagi välja ei paiskuks, on kõik tänapäeva tuumareaktorid varustatud erinevate jahutussüsteemidega, ümbritsetud tugeva surveanuma ja lisaks veel tugevdatud betoonist kaitseehitisega. Tuleviku reaktorites kasutatakse õnnetuste, sh auruplahvatuste vältimiseks passiivseid kaitsesüsteeme. Nende hulka kuuluvad nõuetekohased surveanumad ja kaitseehitised, kuid ka vabakonvektsioon, ülerõhuklapid, jahutusvedeliku lisapaagid jne. Selliseid, inimese sekkumist ja välist elektrienergiat mitte vajavaid, süsteeme rakendatakse tänapäeval nii suurtes tuumareaktorites (näiteks $110\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega Westinghouse AP- $1000$ ) kui ka kõigis väiksema võimsusega jaamades, kus seda funktsiooni on võimalik oluliselt lihtsamalt ja suure varuga täita.

Mõnes, eriti just kiirete neutronitega töötavas reaktoris kasutatakse soojusenergia väljaviimiseks keemiliselt inertseid ja neutroneid mitteneelavaid gaase (süsihappegaas, heelium) või neutroneid mitteneelavaid vedelaid metalle (naatrium, plii). Süsihappegaasi eeliseks on võimalus kasutada seda mitmeastmelises gaasigeneraatoris, mille kasutegur on väga suur. Siiski, süsihappegaas võib kõrgel temperatuuril ja teatud materjalide juuresolekul laguneda keemiliselt aktiivseks hapnikuks ja tekkiv süsinik võib ladestuda reaktorisse. Heelium on keemiliselt väga passiivne, aga sellega töötav efektiivne gaasigeneraator vajab väga kõrget temperatuuri. Selline gaasigeneraator tuleb ehitada kallitest ja raskelt töödeldavatest keraamilistest materjalidest, mis muudab selle kalliks. Samuti tuleb reaktoris kasutada väga kuumakindlaid kütusekapsleid, gaasitorustikke jms.

Vedelad väikese neutronneelduvusega metallid, näiteks naatrium või plii, on väga suure soojusmahtuvusega, hea voolavusega ja kõrge aurustumistemperatuuriga. Vedel naatrium on leidnud kasutamist seni ainukestes, juba 1980. aastatel Nõukogude Liidus tööle pandud BN-tüüpi kiirete neutronitega reaktorites. Naatrium kipub vahel siiski torustikest lekkima ja siis süttima. Siiski näitab senine kogemus, et nende probleemidega on suudetud järjest paremini hakkama saada. Vedelat pliid on kasutatud militaarreaktorites, aga seda plaanivad kasutada ka mitmed tulevikureaktorid. Vedel plii kipub kõrgetel temperatuuridel ja kiiresti liikudes lahustama teisi metalle. Seega tuleb kasutada spetsiaalseid sulameid, kontrollida plii voolamiskiirust ja kontrollida pliis lahustunud lisandite hulka. Reaktorist väljuv kuum naatrium või plii suunatakse läbi soojusvaheti kas auru tootmiseks aurugeneraatorite tarbeks või kasutatakse soojust muul moel.

Soojusenergiat ja vesinikku (otse)tootvad tuumareaktorid

On disainitud ka reaktoreid, mis töötavad üsna madalal temperatuuril ( $\sim 100\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ) ja on mõeldud ennekõike kaugkütte tarbeks või sooja vee tootmiseks mõnele tööstusele (näiteks paberitööstus). Natuke kõrgemal temperatuuril töötavaid reaktoreid on disainitud näiteks vee magestamiseks jms protsesside tarbeks. Vedelate sulametallide, sulasoola või gaasiga jahutatavad reaktorid suudavad reaktoris välja anda soojuskandjat temperatuuril üle $600\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Räägitakse kesktemperatuursetest ( $600–800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ) ja kõrgtemperatuursetest ( $\gt 800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ) reaktoritest. Neid temperatuure saab ära kasutada paljudes soojusenergiamahukates tööstusharudes, nagu näiteks terase- ja metallitööstus, vesiniku otsetootmine. Vesinik on väga oluline sisend nii kvaliteetsulamite, teatud plastide, amoniaagi kui ka väetiste tootmiseks. Sellest räägitakse ka kui tuleviku mootori- ja lennukikütusest. Ennekõike sulasoola-, plii- ja heeliumjahutusega reaktorite puhul räägitakse vesiniku termo(elektro)keemilisest otsetootmisest.

Tuumareaktsioonide käigus tekivad lõhustumisproduktid ehk kildtuumad. Need on elemendid, mille tuuma mass on umbes pool $^{235}\mathrm{U}$ massist, aga mitte täpselt. Sageli on kildtuumad radioaktiivsed isotoobid, millest mõned on ka bioaktiivsed ehk elusorganismide poolt kiiresti omastatavad. Kõige tuntumad on ehk radioaktiivne jood ja tseesium, aga peale selle tekib ka raua, kaltsiumi jms radioaktiivseid bioaktiivseid isotoope. Siiski on enamik radioaktiivsetest kildtuumadest üsna lühikese eluaega ja juba mõnesaja aasta jooksul muutuvad need üsna ohutuks. Suurem probleem on aga raskete isotoopidega, mis tekivad näiteks siis, kui tuumakütuses olev $^{237}\mathrm{U}$ neelab reaktoris neutroni. Tekkiv plutoonium on oluliselt pikema poolestusajaga ja samal ajal ka biokeemiliselt üsna aktiivne. Just plutooniumisarnased pika poolestusajaga isotoobid on põhjus, miks radioaktiivsed jäätmed tuleb hoiustada väga turvaliselt tuhandeteks aastateks.

Samas on plutoonium ja tema sugulased väga hea tuumakütus. Probleem on selles, et nn aeglaste neutronitega reaktoris plutoonium ahelreaktsioonis ei osale, kuna neutronite energia on liiga madal. Plutooniumi „põletamiseks” sobivad aga suurepäraselt kiirete neutronitega töötavad reaktorid. Kui 1960. aastate lõpus arendati välja praegune põlvkond aeglaste neutronitega töötavaid ja veega jahutatavaid reaktoreid, siis arvati, et juba aastakümne pärast tulevad kasutusele kiirete neutronitega reaktorid.

Seega, jäätmete tuhandeteks aastateks kättesaamatult hoiustamise asemel võiks neid hoopis kasutada väärtusliku kütusena kiirete neutronitega uutes reaktorites.

Kahjuks osutus kiirete neutronitega reaktorite arendus oodatust keerulisemaks. Odav naftahind 1980. aastatel ja tuumahirm peatasid paljude riikide tuumaenergeetika programmid. Nii ongi kiirete neutronitega kommertsreaktorid hetkel olemas vaid Venemaal ja Hiinas.

Tuumareaktor on seade, milles toimub soojusenergia tootmine tuumareaktsioonide käigus. Peamiselt kasutatakse tuumareaktoreid tuumajaamades elektri, soojuse, haruldaste isotoopide ja teiste kasulike toodete tootmiseks ning all- ja pealveelaevades jõuallikana.

Elektrijaamades kantakse tuumareaktoris tekkinud soojus ühe või mitme erineva soojuskandja abil turbiini, mis omakorda käitab elektrit tootvat generaatorit. Tüüpiliste soojuskandjate hulka kuuluvad näiteks vesi, gaas, sulametall või sulasool. Laevades sõukruvi pöörlema panemiseks on võimalik kasutada sarnaselt toodetud elektrit või otse kuuma auru.

Tuumareaktori kõige olulisem osa on tuuma südamik, mis koosneb tuumkütusest ja südamikukonstruktsioonidest. Südamiku peamiseks ülesandeks on tuumakütuse hoidmine nii, et tuumareaktsioonid ning soojusülekanne soojuskandjale toimuksid stabiilsel, ettenähtud viisil. Enamasti kasutavad reaktorid kütuseks looduses laialt levinud uraani või ümbertöödeldud tuumkütuseid, kuid on ka arendusi, mis suudavad töötada näiteks tooriumkütusel. Reaktorikütusena kasutatav uraan on töödeldud vastavalt reaktoritüübile kindlate omaduste ja mõõtmetega kütuseelemendiks ning paigutatud reaktorisüdamikku. Enamiku reaktorite südamikes asetsevad kütuseelemendid kütusevarrastes, mis on omakorda seotud kimpudesse ehk koostetesse. On ka reaktoreid, mis kasutavad tuumkütust kerakujuliste kütuseelementidena, mis asuvad kuhjana reaktoris (nagu lotomasin) ning reaktoreid, kus tuumkütus on lahustatud tsirkuleeriva jahutusvedeliku sisse (sulasoolareaktorid).

Nagu reaktorifüüsika peatükis kirjeldatud, on tuumaenergia tootmise mõttes olulisimad osakesed neutronid. Neutronite abil toimuvad tuumareaktsioonid, mille käigus tekivad uued neutronid, mis omakorda põhjustavad uusi reaktsioone, et protsess saaks pidevalt toimida. Seega on neutronid justkui hapnik põlevas lõkkes. Tuumareaktsioonide käigus tekkinud neutronid on väga kõrge energiaga ehk nad liiguvad väga kiiresti. Kahjuks ei lõhustu aga looduslik uraan kiirete neutronite toimel kuigi hästi. Seega tavalise uraani kasutamisel reaktorikütusena tuleb neutroneid aeglustada ehk modereerida. See protsess on detailsemalt kirjeldatud reaktorifüüsika peatükis. Neutronite aeglustamiseks kasutatakse spetsiaalseid materjale ehk neutronaeglusteid. Tõhusateks aeglustiteks on just kergete tuumadega elemendid nagu vesi, süsinik jne. Kuna vesi on lisaks väga hea soojuskandja, ongi umbes $75\%$ maailma reaktoritest tavalist (kerget) vett kasutavad reaktorid. Umbes $20\%$ reaktoritest kasutatakse neutronite aeglustamiseks süsiniku kristallilist vormi grafiiti ning ligikaudu $5\%$ reaktoritest kasutatakse rasket vett. Raske vesi on küll kallim, kuid ta neelab oluliselt vähem neutroneid kui tavaline ehk kerge vesi.

Kui neutroneid neelavad materjalid ei sobi hästi neutronite aeglustamiseks, siis reaktori võimsuse kontrollimiseks ja juhtimiseks on see omadus just kõige vajalikum. Neutroneid neelavaid materjale kasutatakse reaktori kontrollvarrastes ja/või soojuskandjas sinna lahustatud ainete näol. Mida rohkem neelavat materjali tuumas on, seda vähem toimub tuumareaktsioone ja seda väiksem on võimsus. Ning vastupidi. On oluline märkida, et reaktori võimsuse (ja temperatuuri) tõusmisel sekkuvad veel mitmed tuumkütusest ja reaktori ehitusest tulenevad füüsikalised mehhanismid, mis vähendavad tuumareaktsioone (nt neutronhaarde Doppleri efekt, tuuma termiline paisumine, jahutusvedeliku tiheduse vähenemine jne). Sellised iseeneslikud ehk passiivsed mehhanismid tagavad reaktorite stabiilse ja ohutu toimimise.

Tuumareaktoreid on maailmas arendatud üle $70$ aasta. Erinevaid reaktoritehnoloogiaid nagu ka viise nende liigitamiseks on palju. On mitmeid tehnoloogiad, mis on laialt levinud ja pikaaegse käidukogemusega, ning veel rohkem neid, mida on erineval määral nn paberil arendatud ja osaliselt testitud.

Kõige laiemalt võiks reaktorid jaotada (i) kasutusel olevateks, (ii) arendamisel olevateks kontseptuaalseteks reaktoriteks (nn reaktorid paberil) ning (iii) hetkel litsentseeritavateks (väga kõrge tehnoloogilise valmiduse astmega uued reaktoritehnoloogiad).

Enamlevinud reaktorite liigitamise võimalused:

põlvkondade järgi (I, II, III, III+, IV)
jahutusvedeliku järgi (kerge vesi, raske vesi, metall, sool, gaas)
neutronite energia järgi (termilised, epitermilised, kiired neutronid)
neutronite aeglusti järgi (kerge vesi, süsinik, raske vesi)
tööparameetrite järgi (tavalised ja kõrgtemperatuursed, madal- ja kõrgsurvelised)
kütuse konfiguratsiooni järgi (homogeensed ja heterogeensed) reaktori võimsuse/suuruse järgi (mikroreaktorid, väikese ja keskmise suurusega reaktorid, suured reaktorid)
kasutusvaldkonna järgi (energiatootmine, meditsiinis vajalike isotoopide toomine, plutooniumi tootmine).

Kuna erinevad liigitamise viisid jaotavad ühtesid ja samu reaktoritehnoloogiaid, seda küll oma nurga alt, ei kirjelda käesolev raamat neid kõiki eraldi.

Tutvustame lähemalt reaktorite põlvkondasid, eriti neljandat põlvkonda, kirjeldame täpsemalt praegu maailmas levinud reaktoreid ning heidame pilgu reaktoritele, mis on kõige suurema potentsiaaliga lähitulevikus.

I kuni III+ põlvkond

Tuumaenergeetika alguseks võib pidada Enrico Fermi eestvedamisel edukalt käivitatud Chicago Pile-1, mis saavutas kriitilisuse 2. detsembril 1942. Esimene elektri tootmine tuumaenergia abil toimus 20. detsembril 1951 testreaktoris EBR-I (eksperimentaalne paljundusreaktor-I), mille jahutamiseks kasutati naatrium ja kaaliumi sulamit. 1950. aastatel hakati nii USA-s, Nõukogude Liidus kui ka Euroopas arendama reaktoreid kommertskasutuse suunal. Esimest korda toodeti elektrit võrku ( $5\, \mathrm{MW}$ ) 27. juunil 1954 NSVL-is Obninski tuumajaamas RBMK reaktoritüübi eelkäijaks peetava reaktoriga. 17. juulil 1955 hakati USAs Idaho maakonnas Arcos esimest korda tootma elektrit tuumajaamast terve asula tarbeks. Maailma esimeseks kommertstuumajaamaks loetakse Suurbritannias Windscale’is asuvat Calder Halli tuumajaama, mis avati 1956. aastal. Calder Hallis kasutati energia tootmiseks mitmeotstarbelist (nii elektri kui plutooniumi tootmine) grafiitaeglusti ja gaasjahutusega MAGNOX-reaktorit võimsusega $46\, \mathrm{MW}$ .

Sellega oli pandud algus tuumareaktorite esimesele põlvkonnale, mida iseloomustab hulk erinevaid reaktortehnoloogiaid, palju eksperimentaalseid lahendusi ja prototüüpe, mida kasutati nii elektri kui ka (ajastule omaselt) plutooniumi tootmiseks. Sellest tulenevalt ei olnud esimese põlvkonna reaktorid optimeeritud mitte efektiivsele ja ohutule elektritootmisele, vaid tuumaarsenali arendamisele. Esimese põlvkonna reaktoreid arendati ja võeti kasutusele peamiselt 1950.–1960. aastatel ning viimane neist, Wylfa- $1$ , suleti 2015.

Teise põlvkonda kuuluvad majanduslikult tõhusad, töökindlad ja suure võimsusega (tihti $\gt 1\, \mathrm{GW}$ ) kommertsreaktorid. Teise põlvkonna reaktorid arendati planeeritud elueaga $30–40$ aastat. Eluea pikkuse määramisel arvestati pigem investeeringu tagasiteenimise aega, mitte tehnika vastupidavust – enamiku II põlvkonna reaktorite tööaega on juba pikendatud $60$ aastale ning $80$ -aastane kasutus ohutusmeetmete lisamise ja sobiva hoolduse korral pole samuti välistatud. Selle põlvkonna reaktorite hulka kuuluvad surveveereaktorid, CANDU-reaktorid, keevveereaktorid, edasiarendatud gaasjahutusega reaktorid ja esimesed Nõukogude Liidu (hiljem Venemaa Föderatsiooni) VVER-reaktorid. Neid reaktoreid hakati kasutusele võtma alates 1960-ndatest ja nende hulka kuulub suur enamik praegu töötavatest reaktoritest. Tüüpiline teise põlvkonna reaktor kasutab jahutamiseks tavalist ehk nn kerget vett, tugineb aktiivsetele (elektril või muudel mehaanilistel jõududel toimivatele) ohutussüsteemidele, mis aktiveeruvad automaatselt või vajadusel operaatori käsul. Passiivseid süsteeme nagu ülerõhu klapid, gravitatsioonil põhinevad jahutussüsteemid küll kasutatakse, kuid piiratud määral.

Kolmanda põlvkonna reaktorid on peaasjalikult teise põlvkonna reaktorite edasiarendused, mis võeti kasutusele 1990-ndatel.

Kolmanda põlvkonna reaktorite arendamisel on suurt rõhku pandud tehnoloogiate standardiseeritusele nii reaktoritehnoloogiate kui ka kütusetsükli eri etappide osas. Ühtsed tehnoloogilised lähenemised (võrreldes nn räpseplahendustega) hõlbustavad reaktorite litsentseerimist, komponentide tootmist ja ehitamist, vähendades seeläbi eelarve ja ehitusaegade lõhki minemise riski. Kahjuks tuleb märkida, et soovitud standardiseerituse asjus on veel pikk tee minna.

Ehituslikult on kolmanda põlvkonna reaktorid võrreldes eelkäijatega lihtsamad, tagades nii parema töökindluse tavarežiimis ja ka intsidentide korral. See on võimaldanud pikendada aastast kasutustundide arvu lühemate revisjonide ja väiksema kütusevahetamiste arvu kaudu. Tõhusam kütusekasutus (II põlvkonna $30–35\, \mathrm{GW \text{ööp/t}}$ asemel toodetakse $60\, \mathrm{GW \text{ööp/t}}$ ) vähendab nii kütusevajadust kui ka radioaktiivsete jäätmete kogust.

Vast ühe kõige olulisema uuendusena kasutatakse kolmanda põlve reaktorites suurel määral passiivseid süsteeme reaktorite käitamiseks ja riketega toime tulemiseks. See tähendab, et kaitsesüsteemid ei vaja toimimiseks inimese sekkumist ega väliseid toiteallikaid. Samuti on tuumkütus disainitud toimima kõrgematel temperatuuridel, jahutamine ja jääksoojuse eemaldamine toimub gravitatsiooni toimel ning tuumareaktsioonid peatuvad füüsikaseaduste tõttu (näiteks sisestatakse neutroneid neelavaid materjale automaatselt).

Kõik see on võimaldanud vähendada võimalikke keskkonnamõjusid, tõhustada kütusekasutust ning pikendada projekteeritud eluiga $60$ ja enama aastani.

Eesmärgid, millest III põlvkonna reaktorite loomisel lähtuti:

standardkonstruktsioon
$60$ + aastat garanteeritud tööiga
passiivsed ohutussüsteemid
lihtne ja vastupidav konstruktsioon
suurem energiatootmise kasutegur
minimaalne keskkonnamõju
tõhusam kütusekasutus.

Kolmas-pluss põlvkond hõlmab endas omakorda kolmanda põlvkonna reaktorite edasiarendatud versioone. Siinkohal on põhirõhk olnud ohutussüsteemidel, mis peavad veel suuremas mahus toimima passiivsetel protsessidel ehk pelgalt füüsikaseadustel. Operaatori sekkumise ega välise toite vajadust ei tohi olla ka kõige raskemate õnnetusjuhtumite korral. Näiteks on paljudes III+ reaktorites kasutusel nn tuuma püüdja ehk spetsiaalne vann reaktori all, kuhu tuuma sulamise korral koguda kuum materjal ja seda ohutult jahutada.

Kõrgem efektiivsus ja peaasjalikult suured reaktori nimivõimsused (üle $1000\, \mathrm{MW_e}$ ja enam) võimaldavad ehitada suuri elektritootmisvõimsusi madala ühikuhinnaga. Eesmärk oli saavutada $1000\, \mathrm{USD/kW}$ ja ehitusaeg alla nelja aasta, kuid nagu suurtele projektidele omane, on see liiga optimistlikuks osutunud.

III+ põlvkonna reaktorid on sertifitseeritud läänemaailma ohutusstandardite kohaselt, mis on aktsepteeritud üle maailma. Nende hulka kuuluvad näiteks keevaveereaktorid ABWR ja ESBWR (General Eletric, Hitachi, Toshiba) ning surveveereaktorid EPR (Areva), AP- $1000$ (Westinghouse), APR+ (KEPCO), VVER- $1200$ (OKB Gidropress).

Kui esimese kolme põlvkonna reaktorite optimeerimine on peamiselt inseneride pärusmaa, siis paralleelselt asusid tuumaenergeetika teadlased välja töötama fundamentaalselt erinevaid alternatiive ehk nn neljandat põlvkonda.

IV põlvkond – Tulevikutehnoloogiad

Algus ja eesmärgid

Tuumareaktorite neljanda põlvkonna alguseks võib pidada aastat 2000, mil USA juhtimisel asutati rahvusvaheline neljanda põlvkonna reaktorite foorum ehk GIF (Generation IV International Forum). GIF-i peamiseks ülesandeks sai defineerida nõudmised uue põlvkonna tuumareaktoritele, valida välja kõige potentsiaalsemad tehnoloogiad ning koordineerida vajalikku teadus- ja arendustegevust. Algselt kaasati GIF-i kogenud tuumariigid, kes on huvitatud selle tehnoloogia järgmisele tasemele arendamisest, nagu Argentina, Brasiilia, Kanada, Prantsusmaa, Jaapan, Lõuna-Korea, Suurbritannia ja USA. Hiljem liitusid Šveits, Hiina, Venemaa, Austraalia ning Euroopa Liit läbi Euratomi. 2019. aastal liitus Kanada päritolu sulasoolareaktori arendaja Terrestrial Energy, saades ühtlasi GIF-i esimeseks liikmeks erasektorist.

IV põlvkonna tehnoloogia ei tähenda pelgalt reaktoreid, vaid keskendutakse tervele kütusetsüklile alates kütuse kaevandamisest ja lõpetades jäätmete lõpliku käitlemisega. Samuti käsitletakse erinevaid energiakasutuse lõpprakendusi. IV põlvkonna süsteemid peavad vastama kõigile varasematele nõuetele, kuid lisaks on seatud veel kõrgemad eesmärgid nendes neljas valdkonnas:

Jätkusuutlikkus. Tänased vajadused tuleb tagada nii, et tuleviku põlvkondade õigused ei oleks riivatud. Tuumaenergia kontekstis tähendab see tõhusamat kütusekasutust ja väiksemat jäätmete hulka. Tähtis osa on siinkohal uute kütuste kasutuselevõtul (looduslik uraan, toorium), kasutatud kütuse ümbertöötlemisel ja taaskasutamisel ehk nn suletud kütusetsüklil. Jätkusuutlikkust toetab muuhulgas saastavamate energiaallikate, eelkõige fossiilsete kütuste asendamine elektri tootmises ja transpordis. Tõhusam kütusetsükkel võimaldab isegi suurema hulga energia tootmise puhul rajada oluliselt vähem ja väiksemaid jäätmehoidlaid. Neljanda põlvkonna süsteemide hulka kuuluvad ka spetsiaalsed jäätmekäitlusreaktorid (nt MYRRHA Belgias), mis võimaldavad vähendada juba tekkinud jäätmete radioaktiivsust ja hulka, lihtsustades seeläbi ka lõpphoidlate rajamiseks vajalikke teaduslikke ohutusanalüüse.

Majanduslikkus. Neljanda põlvkonna reaktoreid peab olema odavam ehitada ja opereerida ehk nende kasutamisega peab kaasnema madalam finantsrisk. Seda aitavad saavutada eelkõige kõrgema efektiivsusega tehnoloogiad ja optimeeritud kütusetsüklid. Kindlasti mängib olulist rolli väiksemate ja lihtsamate reaktorite arendamine. Majanduslikku riski vähendab omakorda reaktorite ja komponentide tootmine tehases ning moodullahenduste kasutamine. Lisandväärtust loovad ka alternatiivsed tööstuslikud energiakasutused, nagu magevee ja vesiniku tootmine ning kaugküte.

Ohutus ja usaldusväärsus. Nagu kõik tuumarajatised, peavad ka neljanda põlvkonna reaktorid toimima stabiilselt ning vastama kõige kõrgematele ohutusstandarditele. Õnnetuste vältimine ja nende haldamine peab tuginema passiivsetele mehhanismidele, mis ei vaja välist sekkumist. Ka kõige raskema õnnetuse korral peavad tagajärjed ühiskonnale olema minimaalsed. Passiivseid lahendusi, mis tuginevad füüsikaseadustele, nagu gravitatsioon, rõhk, vedelike loomulik ringlus, ei kasutata ainult avariiolukordades, vaid ka tavalises töörežiimis, muutes süsteemid seeläbi lihtsamaks ja töökindlamaks. Lihtsamaid süsteeme on ka lihtsam arendada, hooldada ja kaitsta, mis võimaldab parandada ühiskonna kindlustunnet tuumaenergeetika suhtes.

Tuumamaterjalide leviku tõkestamine ja füüsiline kaitse. Rahvusvaheliselt on kokku lepitud, et tuumareaktoreid ei või kasutada tuumarelvamaterjalide loomiseks. Selle tagamiseks tuleb arendada reaktorisüsteemid selliselt, et plutooniumi eraldamist ja/või transporti väljaspool tuumajaama ei toimuks. Lisaks ehitatakse jaamad nii, et nende ründamine ei oleks terroristidele atraktiivne.

Kuidas saavutada püstitatud eesmärke?

Selleks et neljanda põlvkonna tuumasüsteemidele seatud eesmärke saavutada, on vaja tulla välja uute ideedega, mis aitaks ületada mõningad piirangud, mis varasematel tehnoloogiatel on. Paljusid väljapakutud ideid on küll siin-seal katsetatud, kuid praktikasse pole nad konventsionaalses tööstuses siiani jõudunud.

Ohutusega on olukord üsna hea, kui heita pilk senisele kogemusele kommertstuumareaktoritega. 2011. aastal T. B. Cochrani (USA Rahvusliku Ressursikaitse Nõukogu) koostatud analüüsis leiti, et $14 400$ reaktor-aasta jooksul on toimunud $11$ sündmust, milles elektrit tootva reaktori tuum on saanud kahjustada. Vaadeldi 586 rektorit, mis on töös olnud aastatel 1954–2011. See tähendab, et tuumakahjustuse sagedus on $7,6 x\times 10^{-4}$ korda reaktor-aastas. Nendest viie puhul oli tegemist piisavalt väikese kahjustusega, et reaktor parandati ja taaskäivitati. 2019. aasta lõpu seisuga on töökogemust juba $18 329$ reaktor-aasta jagu ehk $6 \times 10^{-4}$ korda reaktor-aastas – $20\%$ madalam arv. Nende arvude puhul on oluline silmas pidada mõningaid aspekte. Esiteks ei võta selline statistika arvesse, et reaktorid on erinevad – näiteks paljude reaktoritehnoloogiatega ja mitmes regulatsioonis ei ole ühtki rasket õnnetust juhtunud. Samuti ei kajastu igast õnnetusest tehtud õppetunnid ja tehnoloogilised parandused. Lisaks näeb IAEA ette, et täna töötavate tuumajaamade tuumakahjustuse tõenäosus peab olema väiksem kui $1 \times 10^{-4}$ korda reaktor-aastas või ( $1$ õnnetus $10 000$ aasta jooksul), uute, enamjaolt palju madalama võimsusega reaktorite puhul aga lausa $10$ korda väiksem ehk $1 \times 10^{-5}$ korda reaktor-aastas. Näiteks on praegu litsentseerimises oleva BWRX- $300$ (võiks öelda III+ põlvkonna VMR) tuumakahjustuse tõenäosus alla $10^{-7}$ , NuScale’i puhul alla $10^{-10}$ . Kuna üheks riskiteguriks on jahutusvedeliku kõrge rõhk, siis atmosfäärirõhul töötavad reaktorid on üks võimalus seda veel vähendada. Kokkuvõtvalt on vähemasti riskiarvutuslikult seis ohutusega hea ja tulevikus veel mitu korda parem.

Arenguruumi on aga näiteks termilises kasuteguris, mida on tasapisi küll parandatud, kuid need sammud pole olnud just väga suured. Tänaste reaktorite kasutegur pole iseenesest just madal, see on võrreldav teiste vett keetvate soojuselektrijaamadega, nagu söe- ja gaasijaamad, kuid siiski leidub võimalusi, kuidas seda tõsta.

Termilise protsessi efektiivsus sõltub protsessi temperatuurist – mida kõrgem temperatuur, seda parem kasutegur (Carnot’ tsükli kasutegur). Seega püütakse IV põlvkonna reaktorite loomisel saavutada oluliselt kõrgemaid temperatuure.

Samuti on arenguruumi kasutusteguri osas. Nimelt tuleb enamikku tänapäeva reaktoreid kord aastas kütuse vahetamiseks ja hooldustöödeks seisata. Kui kunagi võttis see protseduur kuu-kaks, siis tänu arenenud hooldusmeetoditele ja tehnoloogia arengule võtab see nüüdisajal igal aastal pigem mõne nädala. Tulevikus võiks kütusevahetus ja hooldus käia aga jooksvalt ja vajaduspõhiselt. Seda püütakse saavutada nii reaktoriehituslike võtete kui ka tehisintellekti abil.

Ka kütusekasutuse osas on arenguruumi. Selles vallas aitavad kaasa eelkõige kiirete neutronitega nn briider-reaktorid, mis suudavad energiat toota looduslikust uraanist, vähendades seeläbi kütusevajadust kuni $100$ korda. Tänased tüüpilised aeglaste neutronitega reaktorid suudavad ära kasutada vaid umbes $1\%$ kaevandatud uraanis sisalduvast energiast. Ühtlasi on võimalik kiirete neutronitega reaktorite abil tunduvalt vähendada nii jäätmete hulka kui ka nende radioaktiivsust. Viimast seetõttu, et kiirete neutronitega reaktorid on võimelised ka muidu jäätmeteks peetavaid radioaktiivseid aineid energia tootmiseks ära kasutama, selmet neid hiljem käidelda ja lõppladestada.

Millised tehnoloogiad meile eelmainitud võimalusi pakuvad ja millised probleemid nendega kaasnevad, on järgmise peatüki teema.

Millised on IV põlvkonna tuumatehnoloogiad?

Aastal 2002, pärast mahukaid uuringuid ja arutelusid, valis GIF ligi saja tehnoloogia seast välja kuus, milles nähti potentsiaali kujundada tuumaenergeetika tulevikku:

ülekriitilise veega jahutatav reaktor (supercritical water-cooled reactor– SCWR)
ülikõrgtemperatuurne reaktor (very high temperature reactor – VHTR)
gaasjahutusega kiire reaktor (gas-cooled fast reactor – GFR)
naatriumjahutusega kiire reaktor (sodium-cooled fast reactor – SFR)
pliijahutusega kiire reaktor (lead-cooled fast reactor – LFR)
sulasoolareaktor (molten salt reactor – MSR).

On selge, et riikide vajadused on erinevad, mistõttu tuleb IV põlvkonna süsteemide arendamisel lisaks elektri tootmisele detailselt kaaluda nii reaktorite erinevaid suurusi kui ka mõelda puhta vesiniku, tööstussoojuse, kaugkütte, magevee, meditsiinis kasutatavate isotoopide ja muude kasulike kõrvalsaaduste koostootmisele.

Kõik kuus tehnoloogiat suudavad toota elektrit ning pakkuda kaugküttesoojust. Kõrgtemperatuursed reaktorid omavad kõrgemat termilist kasutegurit ning võimaldavad toota tõhusalt vesinikku ja pakkuda vajalikku soojusenergiat keemia-, puidu-, toiduainetööstusele. Sünergia on olemas ka IT sektoriga – andmekeskuste energiavajadus kasvab pidevalt. Kiirete neutronitega töötavad reaktorid võimaldavad juba kasutatud tuumkütust taaskasutada ning tekkinud jäätmeid n-ö ära „põletada“.

On tõenäoline, et selleks ajaks kui IV põlvkonna reaktorid on valmis turule tulema, on vahelduva ja raskesti tootmisprofiiliga taastuvenergiaallikate osakaal meie elektrisüsteemis väga suur. Seetõttu peavad IV põlvkonna reaktorisüsteemid olema piisavalt paindlikud, et tagada elektrivõrgu stabiilsus ja kvaliteet ajas muutuva tarbimise (paremini ennustatav) ja tootmise (keerulisem ennustada) tingimustes. Seonduvalt tekib väga suur vajadus suuremahulise energia salvestamise ja hübriidlahenduste (integreeritud „tuum-taastuvad“ süsteemid) järele.

[£[355887|vahetekst]£]

[£[355888|vahetekst]£]

[£[355889|vahetekst]£]

[£[355890|vahetekst]£]

[£[355891|vahetekst]£]

[£[355892|vahetekst]£]

Üle maailma on arendatud mitu eri reaktoritüüpi, millest on end praktikas õigustanud järgmised:

surveveereaktor PWR (pressurized water reactor)
keevaveereaktor BWR (boiling water reactor)
surve-raskeveereaktor CANDU (Canadien deuterium uranium)
gaasjahutusega reaktorid Magnox (magnesium non-oxidising), AGR (advanced gas-cooled reactor)
grafiitaeglustiga kanalreaktor RBMK (reaktor bolšoi moštšnosti kanalnõi)
kiiretel neutronitel töötav reaktor FBR (fast breeder reactor).

Välja arvatud viimane tüüp FBR, on kõik ülejäänud reaktorid aeglastel ehk soojuslikel neutronitel töötavad reaktorid, mis kasutavad tuumkütusena väherikastatud uraani või ka reaktori töötamisel tekkivat või siis hävitatavatest tuumarelvadest pärit plutooniumi. Uraani odava hinna ja reaktorite suurte ehituskulude tõttu ei ole kiiretel neutronitel töötavad reaktorid seni veel olnud konkurentsivõimelised, kuigi neis kasutatakse uraani palju tõhusamalt ja tekib ka vähem jäätmeid.

Veereaktorite eelistamisel on rida objektiivseid põhjusi. Vesi on reaktori aeglusti ja soojuskandjana kõige sobivam aine. See on odav ja kättesaadav, vett kasutatakse mitmesugustes tehnikaharudes ja selle omadused on hästi uuritud. Sel on parimad aeglustavad omadused, mistõttu on veereaktorid kompaktsed ja neil on suur südamiku ruumalaühiku energiaeraldus. Vee kasutamine üheaegselt aeglusti ja soojuskandjana on võimaldanud luua suhteliselt lihtsa konstruktsiooniga reaktori. Kiirgusväljas muutub vesi küll radioaktiivseks, kuid tegemist on lühikese kasutuseaga isotoopidega. Vesi on oma soojusfüüsikaliste omaduste tõttu ka hea soojuskandja.

Sellest hoolimata tuleb vee kasutamisel reaktoris esile ka rida raskusi. Suhteliselt suur neutronite neelamisvõime mõjub negatiivselt südamiku neutrontasakaalule ja nõuab rikastatud uraani kasutamist, mistõttu reaktoril on väike tuumkütuse taastootmistegur. Kiire neutronite aeglustumine vees võib põhjustada lokaalse energiaeralduse suurt ebaühtlust. Seetõttu tuleb tagada vee ühtlane jaotus südamikus. Vee puhtus tagatakse keeruka veepuhastussüsteemiga. Vajaliku temperatuuri saamiseks peab vesi olema ka kõrge rõhu all. Teisest küljest piirab temperatuuri tõstmist kütusevarraste kattematerjal – tsirkooniumisulam –, mille temperatuur ei tohi ületada $400\, ^{\circ}\mathrm{C}$ .

Surveveereaktorid on korpusreaktorid, mille südamik on mahutatud paksuseinalisse äratõstetava sfäärilise kaanega metallkorpusesse. Vertikaalsel silindrilisel korpusel on otsakud soojuskandja sisse- ja väljajuhtimiseks. Sisenemis- ja väljumisotsakud paiknevad reaktorisüdamikust ülalpool. Vesi juhitakse reaktorisse alumises kolmandikus asuvatest sisenditest, kust see laskub alla korpuse siseseina ja kütusekooste (kassette) ümbritseva soojusekraani vahelt ja suubub pärast $180^{\circ}$ pööret südamiku kütusevarraste vahele. Samal ajal moodustab rõngaspilu kaudu allalaskuv vesi neutronite peegeldi. Südamikus vesi soojeneb ja voolab läbi soojusekraani avauste ülemiste otsakute kaudu reaktorist välja. Soojuskandja tõusval liikumisel on see eelis, et pearingluspumpade seiskumisel, näiteks omatarbe elektrikatkestusel, toimub üleminek kütusevarraste jahutusele vaba konvektsiooniga. Samuti on soojuskandja parameetreid lihtsam kontrollida südamikust väljumisel.

Soojuskandja tõusva liikumise puuduseks on see, et rõhuvahe tõttu võib voolus kütusevardad üles tõsta. Kontrollvarraste kinnitamiseks on südamiku peal juhttorude plokk.

Surveveereaktori olulisimaks elemendiks on rõhule vastupidav monoliitne korpus. Reaktoris on rõhk kuni $17\, \mathrm{MPa}$ . Korpuse valmistamiseks keevitatakse üksikud sepistatud detailid kokku. Termiliste pingete kaotamiseks tuleb kogu korpust termiliselt töödelda, mis on võimalik ainult vastavas tehases. Seega sõltub korpuse läbimõõt ja sellega ka reaktori võimsus transpordivõimalustest.

Korpuseseina paksus on $140–220\, \mathrm{mm}$ , otsakute piirkonnas kuni kaks korda paksem. Korpus valmistatakse kuumuskindlast süsinikterasest ja kaetakse seestpoolt (karratakse) $10–20\, \mathrm{mm}$ austeniitterase kihiga. Kardamise eesmärgiks on vältida süsinikterase kontakti veega, et korrosioonisaadused ei satuks vette.

Korpuse alumine osa on sepistatud põhi. Korpuse ülemine äär on natuke paksem ja selle külge kinnitatakse tikkpoltidega ülemine kaas, mis on valmistatud samast materjalist kui korpus. Korpuse ja kaane vahel on metalltihend.

Kütusekooste ümbritseb roostevabast terasest silindriline soojusekraan. Selle otstarve on koos soojusekraani ja korpuse seina vahele jääva veekihiga vähendada neutronite ja gammakvantide voogu korpusele (peegeldi).

Reaktorisüdamik

Reaktorisüdamik koosneb kuusnurksetest (VVER) või nelinurksetest (PWR)

kütusevardakoostutest (kassettidest). Kütusevardaid ümbritseb kütusekoostus $\sim 2\, \mathrm{mm}$ paksune tsirkooniumisulamist kest, mille sees on kütusevarraste täpset fikseerimist võimaldavad distantsvõred, mille samm on $20–30$ kütusetoru diameetrit. Nii kütusekassettide ümbris kui ka distantsvõred on perforeeritud, mis võimaldab soojuskandjal ka ristisuunas vabalt voolata. Soojuskandja horisontaalsuunaline segamine on vajalik südamiku keskmises suure soojuskoormusega osas. Kütusekasseti ülemises osas on roostevabast terasest avade ja kinnistega pea kasseti haaramiseks, reaktoris reguleerimiseks ja transportimiseks. Alumises osas on kassetil nn saba, millega alumine ots fikseeritakse alumisse roostevabast terasest tugiplaati.

No data

Kütusevarraste parameetrid (Westinghouse PWR- $412$ , $3425\, \mathrm{MW_S}$ )

Vertikaalsed kontrollvardad juhitakse südamikku reaktori korpuse pealt. Neil on tavaliselt sama läbimõõt nagu kütusevarrastel. Need on roostevabast terasest torud, milles on hafnium, neutronite neelaja. Kontrollvarras katab kogu südamiku kõrguse. Vardad on fikseeritud nii, et kõik ühes rühmas olevad vardad liiguvad korraga.

PWR-tüüpi reaktorites kasutatakse reaktiivsuse reguleerimiseks ka nn vedelat boorreguleerimist. Ringlevas soojuskandjas lahustatakse boorhapet, mille kontsentratsioon vees sõltub liigsest reaktiivsusest ja muutub reaktori töötamisel. Kontsentratsioon on maksimaalne pärast kütuse järjekordset lisamist ja on kütuse tööaja lõpuks praktiliselt kadunud. Reaktori seiskamisel lisatakse veele boori, käivitamisel boor osaliselt eemaldatakse. Reaktori töö ajal reguleeritakse selle kontsentratsiooni, et kompenseerida kütuse ärapõlemise ja lõhustumissaaduste kogunemise mõju. Boori lisamiseks soojuskandjasse ja selle sealt eemaldamiseks kasutatakse eraldi süsteeme.

Kütuse lisamine

Kütust lisatakse ja paigutatakse ümber pärast koormuse täielikku langetamist ja reaktori seiskamist. Reaktor viiakse alakriitilisse olekusse, jahutatakse ja rõhku alandatakse järk-järgult. Alakriitilisuse saavutamiseks viiakse sisse kõik südamiku juhtvardad ja soojuskandjasse doseeritakse suur hulk boorhappelahust. Kontrollvardad lahutatakse nende ajamitest, reaktori kaas tõstetakse kõrvale. Korpusest eemaldatakse ülemine juhttorupakett, mis võimaldab juurdepääsu kütusekoostutele. Enne kütusekoostude tõstmist täidetakse kogu reaktorišaht $10\, \mathrm{m}$ kõrguse boorveekihiga. Seega toimub kütusekoostude väljavõtmine ja töötanud koostude transport veekihi all, mis jahutab kütusevardaid ja on samal ajal ka bioloogiliseks kaitseks. Töötanud koostude asemele paigutatakse uued.

Kütusekoostude asendamine ja ümbertõstmine on töömahukas ja kauakestev protsess. Teise põlvkonna reaktoreis tehakse seda tavaliselt kord aastas. Seejuures eemaldatakse ainult $1/3$ kütusest. Uus kütus paigutatakse südamiku perifeersesse ossa, endised perifeeria kütusekoostud tõstetakse keskele ja juba töötanud kütus võetakse südamiku keskelt välja.

No data

Mõne PWR-reaktori parameetrid

Aurugeneraator

Aurugeneraator on rekuperatiivne soojusvaheti, milles toodetakse reaktoris soojenenud vee soojuse arvel auruturbiini minevat küllastunud auru rõhuga

$7–8\, \mathrm{MPa}$ . See koosneb ökonomaiseri- (ehk vee eelsoojendi) ja aurustusosast. Aurugeneraator on kuni $20$ meetri kõrgune ja kuni 800 tonni kaaluvate sfääriliste põhjadega metallsilinder, milles on $3000$ kuni $16 000$ soojusvahetuspinda – $20\, \mathrm{mm}$ läbimõõduga U-toru.

Reaktorist tulev vesi siseneb ja väljub aurugeneraatorisse alt, voolab torulauast (torulaud on seade, mis võimaldab suunata erinevaid vedelikke erinevatesse torustikesse samaaegselt) torudesse ja soojendab torude ümber olevas mahus teise kontuuri soojuskandjat – vett-auru. Turbiini regeneratiivsetest soojusvahetitest siseneb aurugeneraatori ülaossa $220–230\, ^{\circ}\mathrm{C}$ soojendatud toitevesi, seguneb seal niiskuseseparaatorist väljuva veega ja voolab torukimbu ning aurugeneraatori korpuse vahelist pilu mööda alla, kus see juhitakse küljelt torudevahelisse jaotusvõrega ruumi. Aurugeneraatori veega kokkupuutuvad pinnad on kaetud roostevaba terasega. Torumaterjalina kasutatakse roostevaba terast või nikli-kroomi- ja nikli-vase-erisulameid (inconell). Aurugeneraatori korpuse ülaossa on paigutatud auruseparaatorid, millest väljub $0,1–0,25\%$ niiskusesisaldusega aur.

Niiske auru turbiini kõrg- ja madalrõhuosa vahel asetsevad niiskuseseparaatorid ja auru vaheülekuumendi, milles vaheülekuumendus toimub värske auruga. Mõnel juhul on vaheülekuumendus kaheastmeline: algul kõrgrõhuosa vaheltvõtuauruga ja pärast värske auruga.

Mahukompensaator

Mahukompensaator ehk paisupaak (pressurizer) on rõhureaktori vältimatu osa, mis peab reaktoris tagama küllastusrõhust kõrgema püsirõhu.

Mahukompensaator on silindriline vertikaalse telje ja sfääriliste otstega terasanum, mis on ühendatud torustiku abil reaktori jahutussüsteemiga. Mahuti alumine osa on täidetud veega, ülemine auruga. Rõhu tõstmiseks soojendatakse vett rõhuregulaatori alumises osas asetsevate võimsate elektriküttekehadega, rõhu alandamiseks pritsitakse aururuumi külma vett. Rõhuregulaatori aururuum pehmendab reaktori jahutussüsteemi rõhumuutusi. Ülerõhu puhuks on kaitseventiilid, mis lasevad auru rõhu vähendamiseks rõhuregulaatori aururuumist selleks ettenähtud mahutisse, kus aur kondenseeritakse. Mahukompensaator näitab reaktori jahutussüsteemi veetaset ja on veelekke puhul esimeseks varuveeallikaks.

Reaktori ringluspumbad

Reaktori ringluspumbad on vertikaalse võlliga üheastmelised tsentrifugaalpumbad. Pumba raske tööratas tagab reaktorisüdamiku jahutuse jätkumise mõne aja vältel ka pärast omatarbeelektrivarustuse katkemist. Pumpadel on jaama omatarbeelektrivarustuse katkemisel reservis kaks eraldi toiteallikat. Toitepumbad on võimalikult lihtsa ehitusega, mis võimaldab nende remonti osade asendamise teel. Pumba laagritel on vesijahutus.

Roostevabast terasest esimese kontuuri torustik on ühendatud keevitusega. Torude suhteliselt suure läbimõõdu tingib vibratsiooni vältimiseks valitud mõõdukas soojuskandjakiirus.

Praegu ehitatavad surveveereaktorid on täiustatud konstruktsiooni, mõnevõrra suurema kasuteguri ja tavaliselt passiivsete turvasüsteemidega III ja III⁺ põlvkonna reaktorid.

Surveveereaktorite näited AP-1000 (advanced passive reactor)

Westinghouse on $1117\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega reaktor. Põhimõtteliselt ei erine reaktor oma konstruktsioonilt muudest surveveereaktoritest. Selle väljatöötamisel on püütud saavutada, et reaktorit oleks odav ehitada, teenindada ja remontida. Sel on $60\%$ vähem armatuuri, $75\%$ vähem torustikke, $80\%$ vähem kontrollkaableid, $35\%$ vähem pumpi ja $50\%$ vähem seismilist hoonemahtu kui muudel reaktoritel. Reaktori jahutussüsteem koosneb kahest kontuurist, millest mõlemal on auru-generaator, kaks ringluspumpa ning üks kuum ja kaks külma reaktori ja aurugeneraatori vahelist ringlusveetoru. Süsteemis on ka mahukompensaator.

AP- $1000$ ohutussüsteemid, nagu südamiku avariijahutus, jääksoojuse eemaldamine ja kaitsekupli jahutus, on kõik passiivsed. Turvasüsteemide toimimiseks kasutatakse füüsikalisi protsesse, nagu gravitatsiooni, vaba konvektsiooni ja surugaasi. Reaktori avariijahutuseks ei ole vajalik isegi elektrivarustus. Avariijahutuseks on suure mahutavusega boorvett sisaldavad mahutid, millest vesi voolab reaktorisse suure läbimõõduga torudest. Uudne on ka reaktorianuma jahutus. Veest jätkub kuplialuse ruumi üleujutamiseks kuni reaktori kaaneni. Reaktori kaitsekuppel on kahekordse seinaga ja peab vastu rõhule 4 baari. Kupli jahutuseks on ette nähtud väljaspool kuplit paiknev $1300\, \mathrm{m^3}$ veemahuti.

EPR (European pressurized water reactor)

Euroopa surveveereaktor EPR on PWR-reaktori III põlvkonna $1600\, \mathrm{MW_e}$ elektrivõimsusega esindaja. Konstruktoriks ja arendajaks on Framatome (Areva NP) ja Electricité de France (EDF) Prantsusmaal ning Siemens AG Saksamaal. EPRist saab Euroopas esimene üle kahekümne aasta kasutuselevõetav reaktor. Tuumkütuseks kasutatakse kuni $5\%$ rikastatud uraanoksiidi või uraan- ja plutooniumoksiidist segukütust MOX. Kütuse kasutustegur on $65\, \mathrm{GW\text{ööp/t}}$ . Sel on kõigist kergveereaktoritest suurim kasutegur – $36\%$ . Pikaajalises praktikas end hästi õigustanud PWR-reaktoritüübi omadusi, nagu suurem turvalisus, lihtne käit ja hooldus, majanduslik konkurentsivõime, tõhusus ja jäätmete/heitmete väiksem kogus, on EPR-is veel oluliselt parandatud ja täiendatud. Reaktor võib töötada $25\%$ koormusega ja $25\%$ kuni $100\%$ koormuse tõstmiseks kulub alla $30$ minuti. Turvalisuse ja väikese keskkonnamõju tagavad nii reaktori ehituse aktiivsed kui ka passiivsed meetmed, juhul kui vähetõenäoline avarii siiski peaks juhtuma.

Reaktoril on neli sõltumatut avariijahutussüsteemi, millest igaüks eraldi on võimeline reaktorit maha jahutama.

Reaktor on konstrueeritud töötamiseks $60$ aasta vältel. Et kaitsta korpuse metalli rabedaks muutumise eest, on see valmistatud spetsiaalsest vananemiskindlast terasest ja sellele langevat neutronivoogu on vähendatud (suurendades korpuse läbimõõtu, kasutades rasket neutronite peegeldit) ja vähendatud on ka neutronite leket kütusest. Soojuskandja sisse- ja väljavooluotsakute ülespoole tõstmisega on parandatud kütuse jahutustingimusi soojuskandja kaotusega avarii korral. Reaktorikorpuse põhjas ei ole läbiviiguavasid, mis suurendab selle vastupidavust südamiku võimalikul sulamisel ja vähendab teenindusjärelevalve ning võimaliku remondi vajadust. Korpusel on vähendatud keevisõmbluste arvu. Roostevaba vooderdusena kasutatakse väikese koobaltisisaldusega (alla $0,006\%$ ) roostevaba terast.

Reaktori ümber on hermeetiline konteiner.

Reaktoril on kahekihilisest raudbetoonist $2,6\, \mathrm{m}$ paksusega kaitsekest. Sisesein on eelpingestatud raudbetoonist, mis on arvestatud vastu pidama sisemisele survele kuni $5,5$ baari.

Reaktoril on parandatud kütusekasutus ja pikk $60$ -aastane tööiga ning mitmes riigis eelistatakse seda reaktorit kasutada elektritootmiseks. Ehitamisel on kaks EPR-reaktorit: Olkiluoto- $3$ Soomes ja Flamanville- $3$ Prantsusmaal, plaanitakse alustada kahe reaktori ehitamist Hiinas. Suure tõenäosusega kujuneb sellest reaktorist üks peamisi vanade reaktorite asendajaid Prantsusmaal.

Esimesed keevaveereaktorid ehitati Ameerika Ühendriikides allveelaevade jõuallikatena. Esimene sellise reaktoriga ( $5\, \mathrm{MW_e}$ elektrivõimsusega) tuumaelektrijaam Vallecitos Plant käivitati 1957. aastal San Jose lähedal Californias ja mõni aasta hiljem suurem tuumajaam Dresden I Morrisi lähedal Illinoisis.

Praegu töötab maailmas üle $90$ keevaveereaktori ühikvõimsusega kuni 1300 MW_e ja need on levikult teine reaktoritüüp USA-s, Jaapanis, Rootsis ning ehitamisel on mitu täiustatud konstruktsiooniga kolmanda põlvkonna keevaveereaktorit. Otstarbekaks on osutunud valida keevaveereaktori rõhuks $\sim 75$ baari (ligi $7,5\, \mathrm{MPa}$ ). Küllastunud auru rõhu tõstmisel üle $75$ baari paraneb küll mõnevõrra kasutegur, kuid vähenevad kriitilised soojuskoormused ja suureneb kontuuri maksumus. Sellisel rõhul keeb vesi $\sim 285\, ^{\circ}\mathrm{C}$ juures ja 12– $15\%$ kogu reaktorisüdamiku veest on seal auru kujul. Vesi suubub südamikku ainult $10–15\, ^{\circ}\mathrm{C}$ küllastustemperatuurist madalama temperatuuriga ja keemine algab peaaegu kohe. Aurugeneraatori puudumine lihtsustab oluliselt reaktori skeemi. Esimesed keevaveereaktorid olid korpusesisese loomuliku ringlusega ja nende elektrivõimsus ei ületanud $50–60\, \mathrm{MW_e}$ .

Võimsad BWR-reaktorid valmistatakse paksuseinaliste $6–7$ -meetrise läbimõõduga korpustena ja transporditakse tehasest tuumaelektrijaama kas veeteed pidi või eriveokitega. Suurema läbimõõdu tõttu on korpuseseina paksus umbes sama kui PWR-reaktoril, kuigi töörõhk on keevaveereaktoris ligemale kaks korda väiksem. Reaktorisüdamikku ümbritseb roostevabast terasest kate, mis eraldab südamikus ülespoole liikuva auru-veesegu korpuse ja katte vahelises pilus allavoolavast veest. Keevaveereaktoritel on võrreldes surveveereaktoritega tunduvalt väiksem neutronite leke. Korpuse seina ja südamiku vaheline veepilu neelab suures osas korpuse seinale langeva neutronivoo.

Keevaveereaktori suurimaks iseärasuseks on auru peasiibri sulgumisel tekkiv järsk rõhu tõus, mis vähendab südamikus aurukogust. Suureneb neutronite aeglustamine ja reaktori võimsus. Rõhu vähendamiseks peasiibri sulgumisel on reaktoritel kasutusel süsteem, kus rõhu tõus kõrvaldatakse $10$ kuni $20$ automaatselt avaneva ventiili abil, mis juhivad auru kondensaatorisse.

Siit tulenevad ka selliste reaktorite iseärasused.

Puudub suure küttepinnaga aurugeneraator ja mahukompensaator, mis lihtsustab seadme skeemi ja muudab odavamaks nii seadme kui ka selle ekspluatatsiooni.
Võrreldes surveveereaktoriga (PWR) on keevaveereaktoris tunduvalt madalam rõhk, mis lihtsustab reaktorikorpuse, torustike ja muude seadmete valmistamist. Suuremate mõõtmetega korpus muudab keevaveereaktori aga kallimaks.
Sel viisil ei ole reaktori korpus PWR-iga võrreldes radioaktiivse kiirgusega mõjutatud ja oht, et metall ajaga rabedaks muutub, on väiksem.
Keevaveereaktorites on kriitilised soojuskoormused märgatavalt väiksemad kui surveveereaktorites ja aurusisalduse tõusuga $q_{kr}$ langeb.
Reaktor töötab madalama kütusetemperatuuriga, seega on kütusevarrastesse akumuleerunud vähem soojust.
Südamiku mahuline soojuslik erikoormus on $1,5–2$ korda väiksem kui mittekeeval reaktoril.
Kuna südamikus on kaks faasi – vesi ja aur, siis tuleb reaktori töö jälgimiseks paigutada sinna rohkem andureid.
Aurus on neutronite aeglustumine oluliselt väiksem kui vees ning seetõttu on reaktoril suur teljesuunalise soojuslike neutronite voo ebaühtlus ja ühtlasi ka ebaühtlane energiaeraldus.

Suureneb plutooniumi kogunemise kiirus suure aurusisaldusega piirkondadesse. Seda soodustab neutronite jäigem spekter ja aeglustikoguse vähenemisest põhjustatud neutronite resonantsneeldumise väiksem tõenäosus. Lõhustuva põhikütuse ärapõlemisel suureneb lõhustumisreaktsioonides plutooniumi osa.

Reaktori töötamisel neutronivoo jaotus kõrguse suunas mõnevõrra ühtlustub ja tänu neutronivoo vähenemisele väheneb mürgituse mõju ja väheneb ka südamiku keskmine aurusisaldus.

Vedelreguleerimist ei saa keevaveereaktoritel kasutada. Boor juhitakse südamikku ainult avariiolukorras ja kütuse ümberlaadimisel. Kuna aeglaste
reaktiivsuse muutuste reguleerimiseks ei saa kasutada booriga vedelreguleerimist, siis ei kasutata keevaveereaktoritel suurt algset lisareaktiivsust ja reaktorisse lisatav kütus on tunduvalt väiksema rikastusega ( $\sim 2,5\%$ ) kui surveveereaktoritel.

Kontrollvarraste sisseviimisel reaktorianuma alt tõuseb nende tõhusus, kuna soojusliku neutronivoo maksimum on südamiku alumises, ökonomaiseri osas. Ka on selline konstruktsioon hõlbus kütuse ümberlaadimiseks, kuna reaktori ülaosas ei ole kütusevarraste ajameid. Samuti saab reaktori ülaossa mahutada auruseparaatorid. Puuduseks on see, et kompensatsioonivarraste alumise asetuse korral on juurdepääs nende ajamitele raskendatud. Kui surveveereaktoril sisenevad avariivardad südamikku oma raskuse jõul, siis keevaveereaktoril kasutatakse kõigil kontrollvarrastel hüdraulilisi ajameid.

Kontrollvardad on tavaliselt boorkarbiidist ( $\mathrm{B_4C}$ ).

Soojusliku neutronivoo teljesuunalise ebaühtluse vähendamiseks kasutatakse mitut meetodit, nagu kütuse-aeglusti suhte muutmine viimase kasuks südamiku ülemises suure aurusisaldusega osas. Kõige lihtsam viis on kassettide ümberpööramine järjekordsel kütuse ümberlaadimisel. Kasutatakse ka neutronite neelamise profileerimist, kus suurima soojusliku neutronivoo piirkonda viiakse väljapõlevat neutronite neelajat ehk reaktorimürki. Reaktiivsuse kontrollimist väljapõleva tahke mürgiga kasutatakse tavaliselt ainult kütuse ammendumisega seotud mõjude kompenseerimiseks. Selleks segatakse osasse kütusesse gadoliini. Sellega halvenevad keskkonna paljunemistingimused, mis põhjustab neutronivoo ja energiaeralduse ümberjagunemist. Võimsuse reguleerimiseks kasutatakse südamikku läbiva veevookoguse muutmist, reguleerides sellega südamiku ülaosas auru osakaalu ja sellega neutronite aeglustamise tõhusust ehk reaktori võimsust. Selliselt saab reaktori võimsust reguleerida $30–100\%$ .

Tuumkütusena kasutatakse $^{235}\mathrm{U}$ suhtes rikastatud uraanoksiidi, mis on olenevalt reaktori võimsusest kuni $750$ vertikaalses kütusekoostus (igaühes $90–100$ varrast). Korraga on reaktoris kuni $140$ tonni tuumkütust. Analoogselt surveveereaktoriga on ka keevaveereaktori tsentris väiksema ja äärtel suurema rikastusega kütus. Uut kütust lisatakse ja kütust paigutatakse ümber tavaliselt kord aastas.

Konstruktsiooni lihtsuse eest (ainult üks jahutuskontuur) tuleb siiski maksta lõivu. Kuna turbogeneraatorisse jõuab reaktorit läbinud aur, siis jõuavad sinna ka vees sisalduvad lühiealised radioaktiivsed lisandid. Turbiin vajab seetõttu kiirgusvarjestust ja igasugused generaatorisaali hooldetööd tuleb reaktori töötamisel teha kiirgusohutuse meetmeid rakendades.

II põlvkonna keevaveereaktoritel toimub ringlus väljaspool reaktorianumat olevate pumpade abil. Ringluspumbad on vertikaalse võlliga roostevabast terasest tsentrifugaalpumbad. Reaktori käivitamisel töötavad need $25\%$ tootlikkusega, edasi juba püsiva tootlikkusega. Pumpade elektrimootorid on kinnised, neil on vesijahutus. Jahutusveel on vesi-õhksoojusvaheti. Pumpadesse juhitakse auruturbiini kondensaatorist tagastuv kondensaat, mis moodustab umbes $1/3$ südamiku jahutusveest. Reaktorisüdamiku ja korpuseseina vahel olevates suru-jugapumpades seguneb kondensaat reaktoris taasringleva veega ja suunatakse südamikku. Ankur

Keevaveereaktorite näited

Täiustatud keevaveereaktor ABWR

Täiustatud keevaveereaktor ABWR (advanced boiling water reactor) on III põlvkonna reaktor võimsusega $1300–1600\, \mathrm{MW_e}$ . Peamiseks uuenduseks on reaktorisiseste ringluspumpade kasutamine. Sisepumpade tehnoloogia väljatöötajaks oli Asea-Atom Rootsis. Reaktorisiseste ringluspumpade kasutamisega suurenes soojuslik kasutegur ja vähenes seadme maksumus. Pumbad reguleerivad voolukiirust ja sellega ka reaktori võimsust. Kuna enamik pumpasid ja torustikke on paigutatud reaktori korpusesse, siis ei satu radioaktiivseid aineid nende lekke korral keskkonda. Ohutuse seisukohalt on oluline asjaolu, et välise ringluskontuuri puudumine vähendab töötajate kiirgusdoose. Reaktori jahutus võib toimuda ka loomuliku ringlusega. Jahutusveega seotud avarii korral toimib reaktor automaatselt ja vajab inimese sekkumist alles kolme päeva pärast. Esimene ABWR-reaktoriga tuumajaam alustas äritegevust Jaapanis Kashiwasaki-Kariwas 1996. aastal. Praegu töötab Jaapanis veel kolm ning Taiwanis kaks seda tüüpi reaktorit. Peale selle on plaanitud ehitada üheksa uut plokki Jaapanisse ja neli USAsse. ABWR on litsentseeritud Jaapanis, Taiwanis ja USAs. ABWR-i passiivohutuse näitajad ei ole siiski nii kõrged kui III+ põlvkonna reaktoritel ESBWR ja AP- $1000$ .

Säästlik lihtsustatud keevaveereaktor ESBWR

ESBWR (economic simplified boiling water reactor) on ettevõtte GE-Hitachi Nuclear Energy passiivohutusega III+ põlvkonna $1550\, \mathrm{MW_e}$ tuumareaktor, mille ehitus põhineb täiustatud keevaveereaktoril ABWR.

Lihtsustatud konstruktsiooniga reaktor ESBWR kasutab jahutusvee loomulikku ringlust – sel puuduvad ringluspumbad ja vastav torustik. Võrreldes tavaliste BWR-reaktoritega on $1132$ kütusekoostust koosnev ESBWR-südamik loomuliku ringluse ja vee väiksema vooluhulga tõttu lühem.

Passiivohutus põhineb peamiselt nn isolatsioonikondensaatoritel, mis toimivad soojusvahetitena, võttes auru surveanumast või kaitsekestast, kondenseerivad auru, annavad soojuse veereservuaari ja juhivad vee tagasi surveanumasse. Passiivohutust tagab ka raskusjõu mõjul toimiv veereservuaaridega jahutussüsteem surveanuma kohal. Reaktori väga madala veetaseme puhul avab rõhualandamissüsteem surveanuma rõhu vähendamiseks ja veetaseme taastamiseks rea suuri kraane.

Ohutuse eesmärgil on surveanuma alaossa ehitatud torusüsteem sulasüdamiku kiireks jahutamiseks üliväikese tõenäosusega väga raske avarii juhuks.

Peale nimetatute on selle reaktori olulisteks omadusteks suurepärane säästlikkus, parem töökindlus, täiustatud seismiline ja terrorismikindlus ning paindlik ekspluatatsioon.

ESBWR-i väljatöötamise ajal püstitati ja saavutati järgmised eesmärgid:

lihtsustatud konstruktsioon
tööiga $60$ aastat
kasutustegur $95\%$ aastas
kõik hädavajalikud ohutussüsteemid on passiivsed ja varudiiselgeneraatoreid ei kasutata
pärast avariid ei pea operaator $72$ tunni jooksul sekkuma
kütuselaadimiste intervall $18–24$ kuud
südamiku kahjustumise maksimaalsagedus – $3 \times 10^{-8}$ aastat
$10\%$ vähem radioaktiivseid jäätmeid võrreldes parimate töötavate keevaveereaktoritega
ehitusaeg $36$ kuud
oluliselt väiksemad ehituskulud, mis moodustavad $60–70\%$ muude kergveereaktorite ehituskuludest.

No data

Mõned keevaveereaktorite karakteristikud

RBMK-kanaltüüpi reaktor (reaktor bolšoi moštšnosti kanalnõi)

Reaktor RBMK on välja arendatud plutooniumitootmiseks loodud Nõukogude uraan-grafiitreaktoritest, millest esimene alustas töötamist juba 1948. aastal. Kuus aastat hiljem, 1954. aastal käivitati Obninskis $5\, \mathrm{MW_e}$ elektrivõimsusega näidiskanalreaktor. Esimene RBMK-reaktor ehitati Sosnovõi Boris asuvasse Leningradi tuumajaama. Kokku ehitati NSVL-is alates 1973. aastast $17$ sellist suure võimsusega kanaltüüpi reaktorit, kaasa arvatud 1986. aastal Tšernobõli katastroofi põhjustanud reaktor.

Reaktorite üheks eeliseks oli tehases tervikuna valmistatava reaktorikorpuse puudumine, mis samal ajal oli ka selle üheks oluliseks puuduseks, kuna reaktori korpus on avarii korral üheks kaitsebarjääriks ja piirab radioaktiivse saaste levikut tuumajaamast väljapoole. Samal ajal puudub neil reaktoreil ka betoonist kaitsekest.

Reaktori kaitsekesta vajalikkust ja tõhusust näitas avarii USA tuumajaamas Three Mile Island 1979. aastal, kus vaatamata kütuse mõningasele ülessulamisele jäi radioaktiivne saaste kaitsekesta alla.

Tšornobõli avarii näitas, et reaktoril puudusid vahendid avarii lokaliseerimiseks.

Reaktor asub betoonšahtis mõõtmetega $21,5 \times 21,6 \times 25,5$ meetrit ja koosneb kütusevarraste ja soojuskandjaga vertikaalsetest tehnokanalitest, mis asetsevad $250 \times 250\, \mathrm{mm}$ ristlõikega grafiitplokkide silindrilistes avades. Grafiitplokid ise on hermeetilises teraskestas, mis on täidetud väikese ülerõhu all oleva lämmastiku ja heeliumi seguga. $11,8\, \mathrm{m}$ läbimõõduga ja $7\, \mathrm{m}$ kõrges südamikus on $1693$ tehnokanalit ja $179$ kontrollvardakanalit. Südamikku ümbritseb $\sim 1\, \mathrm{m}$ paksune grafiitpeegeldi. $88 \times 4\, \mathrm{mm}$ läbimõõduga tehnokanalid toetuvad plaadile, mis omakorda toetub bioloogilise kaitse külgmisele rõngakujulise ristlõikega veepaagile. Igas kanalis on $13,6\, \mathrm{mm}$ läbimõõduga $18$ kütusevarrast. Kütusevardad on kanalitesse riputatud kahe üksteise peal oleva $3,5$ meetri pikkuse koostuna. Ühes kanalis on umbes $0,13$ tonni $\mathrm{UO_2}$ -kütust. Nii tehnokanalid kui ka kütusevarraste katted on valmistatud tsirkooniumi-nioobiumisulamist. Radiaalsuunalise soojuseralduse ühtlustamiseks on kanalid varustatud jahutusvee jaotusventiilidega ning sellesuunaline soojuseralduse ebaühtlustegur ei ületa $1,15–1,20$ . See on saavutatud tänu kütuse (kanalite) pidevale ümberpaigutamisele, mida on võimalik teha ka reaktori töötamise ajal. Kütusevarda läbimõõt $13,6\, \mathrm{mm}$ on poolteist korda suurem kui surveveereaktoris. Kütusevarda keskel on temperatuur kuni $1800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja seetõttu oli võimalik viimases sellist tüüpi reaktoritega ehitatud Ignalina tuumajaamas suurendada nende võimsust kuni $1350\, \mathrm{MW_e}$ .

Ignalina tuumajaam suleti 31. detsembril 2009. aastal ning rohkem RBMK-tüüpi töötavaid reaktoreid Euroopa Liidus ega mujal lääneriikides ei ole. Venemaal töötab veel $10$ RBMK reaktorit, mille kütusevarraste konfiguratsioon on muudetud ohutuks.

Reaktoris saab kütust vahetada ilma reaktorit seiskamata ja võimsust vähendamata, mis suurendab selle aastast kasutustundide arvu. Kütusevahetusel vahetatakse välja terve kanal koos kütusega. Grafiitaeglusti võimaldab kasutada vesiaeglustiga reaktoriga võrreldes väiksema rikastusega kütust ( $\sim 2\%$ ). Uue kütuse tekketegur on umbes $0,6$ .

Grafiitmüüritises eraldub $\sim 5–7\%$ soojusest, mis eraldi soojusvahetis antakse grafiitplokkide vahel ringlevalt lämmastiku ja heeliumi segult üle soojuskandjale veele. Heeliumi ja lämmastiku segu koostise järgi saab kontrollida kanalite hermeetilisust. Grafiitmüüritise temperatuur on $\sim 700\, ^{\circ}\mathrm{C}$ , kanalites on keev vesi temperatuuril $280\, ^{\circ}\mathrm{C}$ .

Kontrollvardad on jaotatud rühmadesse: $\sim 80$ käsireguleerimisvarrast, $\sim 20$ avariikaitsevarrast, $36$ kompensatsioonivarrast, $\sim 12$ automaatreguleerimisvarrast, $\sim 20$ varrast aksiaalse neutronivoo ühtlustamiseks. $70\, \mathrm{mm}$ läbimõõduga kontrollvardad on valmistatud boorkarbiidist ja paiknevad autonoomse veekontuuriga jahutatavates kanalites. Kontrollvardaid liigutatakse kanali peal olevate servomootoritega.

Grafiit on tehnoloogiline, temperatuuri- ja kiirguskindel aeglustimaterjal. Grafiidineutronite aeglustusomadused on umbes $20$ korda halvemad kui veel. Seetõttu on neutronite aeglustamiseks vaja uraani mahuühiku kohta suurusühiku võrra rohkem grafiiti kui veesüsteemides. Grafiitreaktori tehnokanalid asetsevad üksteisest $25–30\, \mathrm{cm}$ kaugusel ja neutronite levik ühest kanalist teise ilma vahepealse kokkupõrketa on vähetõenäoline. Grafiidil on väike neutronite neelamisristlõige ja vaatamata aeglustamiseks vajaliku grafiidi suurele mahule, neeldub grafiidis vähe neutroneid. Optimaalne paljunemisomadusi iseloomustav suhe $(S_{a1}V_g)/(S_{a0}V_k)$ , mis iseloomustab neeldunud neutronite osa aeglustis, on isegi väiksem kui kergveereaktorites. $S_a$ ja $S_{a0}$ on grafiidi ja kütuse vastavad makroskoopilised neeldumistegurid ja $V_g$ ning $V_k$ on grafiidi ja kütuse mahud. Reaktorit saab iseloomustada aeglusti ja kütuse suure suhtega $V_g V_k = 0 - 35$ .

Aeglusti suure mahu tõttu on reaktoril suur soojuslike neutronite heterogeensus. Väikese rikastusega kütuse ja neutroneid väheneelava aeglusti kasutamine tagab selle, et neutronid neelduvad põhiliselt pärast aeglustumist soojusliku energiani. Kanalis on kütusevardad üksteise lähedal ning vee- ja kütusemahtude suhe on $\sim 1$ . Seetõttu toimuvad siin vesiaeglustiga reaktoritega sarnased efektid.

No data

Mõned RBMK-reaktori andmed

Südamiku väike mahuline erikoormus võimaldab reaktoril ilma kahjustusteta taluda koormuse järske muutusi.

Vesi väljub reaktori tehnokanalist $\sim 14\%$ (massiprotsentides) aurusisaldusega ja see juhitakse trummelseparaatorisse. Separaatorist läheb $7\, \mathrm{MPa}$ rõhuga küllastunud aur turbiini. Vesi koos turbiini kondensaatorist tagastuva kondensaadiga pumbatakse tagasi tehnokanalitesse.

RBMK-reaktorite põhipuuduseks on positiivne reaktiivsuse tühimik- ehk aurutegur. Reaktoris on soojuskandjaks keev vesi ja südamikus on kogu aeg mõningane kogus auru. Vesi on parem jahutaja ja ka parem neutronite neelaja kui aur. Südamiku reaktiivsus suureneb soojuskandjas vees aurumullide lisandudes. Vesi-vesireaktorites, kus vesi on nii aeglusti kui ka soojuskandja, väheneb vees auru lisandumisel neutronite aeglustamine ja ahelreaktsioon sumbub. Reaktori võimsus väheneb. Reaktiivsuse negatiivne tühimiktegur on nende reaktorite ohutuse eeltingimuseks.

RBMK-reaktoris on aga olukord vastupidine ja kui aurukogus vees suureneb, väheneb vees neutronite neeldumine ning reaktori reaktiivsus ja võimsus kasvavad.

Tühimiktegur on RBMK-reaktoris valitsev reaktiivsustegur ning südamiku reaktiivsus sõltub suurel määral selle aurusisaldusest. Võimsuse kasvades tekib rohkem auru, mis omakorda suurendab võimsust. Teoreetiliselt võib reaktori võimsus kasvada $100$ korda üle projektvõimsuse.

Reaktorites, kus on suur soojuslik neutronivoog ja positiivne aeglusti (antud
juhul grafiidi) reaktiivsuse temperatuuritegur, on suur oht ksenoonivõnkumiste tekkimiseks, mis väljendub neutronivoo ajalises kõikumises. Kanaltüüpi reaktoris lisandub sellele paljude paralleelsete kanalite tõttu veel hüdrodünaamilise ebastabiilsuse tekkimise oht.

1986. aastal juhtus Tšornobõli tuumajaamas avarii 4. reaktori plaanilise seiskamisega ühitatud ohutuse suurendamise eesmärgil kavandatud katse käigus. Reaktorisüdamiku üle kaotati konstruktsioonivigade, operaatorite puuduliku väljaõppe ja juhtimisvigade tõttu (võimendatuna RBMK-reaktoritele omaste iseärasustega väikestel võimsustel) kontroll ning võimsus kasvas $100$ -kordseks nimivõimsusest. Tulemuseks oli nn kriitilisuse avarii, mis põhjustas südamiku osalise sulamise ning auruplahvatused, mis paiskasid laiali massiivse reaktorikatte, avasid reaktorisüdamiku ja purustasid kütusevardad. Kuuma reaktori sisemusse tunginud õhus süttis aeglusti – grafiit. Tulemuseks oli kõigi radioaktiivsete väärisgaaside, poole joodi ja tseesiumi ning umbes $5\%$ muu väga radioaktiivse töötanud tuumkütuse õhkupaiskumine ja levik suurele territooriumile. Kokku vallandus $14\, \mathrm{EBq}$ radioaktiivset ainet, millest poole moodustasid kiirelt hajuvad ja väheohtlikud väärisgaasid ( $1\, \mathrm{EBq} = 10^{18}\, \mathrm{Bq}$ ). Radioaktiivne saastepilv levis õhuvooludega ja õhust sadenesid radioaktiivsed ained maapinnale.

Pärast Tšornobõli avariid tehti RBMK-reaktorites terve rida muudatusi, mille põhieesmärk oli reaktiivsuse tühimikteguri mõju vähendamine.

Südamikku lisati $8090$ neutroneid neelavat püsivarrast, mis ei luba reaktoril väikesel võimsusel töötada. Reaktiivsuse reguleerimisvarraste arvu suurendati $26–30$ vardalt $43–48$ vardani. Kütuse rikastust suurendati $2\%$ kuni $2,4\%$ . Neutronite fikseeritud neelamisvardad ja lisakontrollvardad vähendavad reaktiivsuse tühimiktegurit kuni $^+\beta$ , kus $\beta$ on hilinevate neutronite efektiivne fraktsioon. Lisatud neutronite neelajate tõttu tuli kasutada suurema rikastusega kütust.

Avariikaitsesüsteeme täiustati nii, et reaktori seiskamisvarraste sisenemisaeg vähenes $18$ sekundilt $12$ sekundini. Võimsuse reguleerimisvardaid täiustati selliselt, et varraste ülestõstmisel ei täidaks nendest vabanevat ruumi mitte jahutusvesi, vaid varraste grafiit-pikendus.

Paigaldati uus avariiseiskamissüsteem. $24$ avariiseiskamise lisavarrast lisavad $2,5$ sekundiga negatiivset reaktiivsust $2 \beta$ . Peale selle vahetati kõigil reaktoreil kütusekanalid. Asendati jahutusvee jaotusventiilid ja täiustati avariijahutussüsteeme. Vaatamata täiustustele on olemas kava seda liiki reaktorite seiskamiseks.

CANDU tüüpi reaktor

CANDU (Canada deuterium uranium) reaktorid on Kanadas aastatel 1950–1960 konstrueeritud raskevee-survereaktorid.

Raske vesi on vesi, mille molekulis on vesiniku aatomitest üks prootiumi ja teine deuteeriumi aatom (valemiga HDO) või mõlemad deuteeriumi (D₂O) aatomid.

Raske vee füüsikalised ja keemilised omadused on küllaltki sarnased hariliku vee omadega.

Erinevalt muudest reaktoritüüpidest, kus esimesed reaktorid ehitati kas plutooniumitootmiseks või sõjalaevade jõuallikaks, ehitati CANDU-reaktor otseselt energiatootmiseks.

Esimene CANDU-reaktor, mis käivitati 1962. aastal, oli $22\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega. Teine reaktor 1968. aastal oli juba $200\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega. Edasi valmisid 1971. aastal juba $571\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega Pickeringi tuumajaama reaktorid. Esimesi reaktoreid eksporditi ka Indiasse, kuid riikidevaheline tuumaalane koostöö katkes, kui India hakkas välja töötama oma tuumarelva. Peale kahe Kanada raskeveereaktori on India käivitanud $13$ omakonstrueeritud raskeveereaktorit. CANDU-reaktoreid on eksporditud Lõuna-Koreasse, Hiinasse, Argentinasse, Rumeeniasse ja Pakistani.

CANDU-reaktor sarnaneb kergveereaktoritega, erinedes ainult detailides. Esimeste reaktorite konstrueerimise ajal ei olnud Kanada rasketööstus suuteline valmistama rõhu all töötavat suurt terasanumat – reaktori korpust. Seepärast on CANDU-reaktor kanalreaktor. Võrreldes sama võimsusega kergveereaktoritega on CANDU suuremate mõõtmetega ja kallim. Raske vesi moodustab umbes $20\%$ kapitalikuludest. Kuna kasutatakse rikastamata uraani, on kütus see-eest mõnevõrra odavam. Seetõttu on reaktori abil toodetud elektri omahind umbes sama nagu kergveereaktoritel.

Raske vesi on umbes kaheksa korda halvem neutronite aeglusti kui tavaline vesi, kuid selle makroskoopiline neutronite neelamisristlõige (võime neelata neutroneid) on umbes $600$ korda tavalise vee omast väiksem. Seetõttu on raske vee aeglustustegur $80$ korda parem kui tavalisel veel. Kalandris oleva aeglusti madal temperatuur ühtlustab neutronite kiiruse ja see on uraani lõhustamiseks vajaliku optimaalse kiiruse lähedal. Raske vee väike neutronite neelamisvõime lubab kasutada kütusena looduslikku uraani. Rasket vett on CANDU- $6$ reaktori kalandris $265$ tonni, soojusülekandesüsteemis $192$ tonni.

Tuumkütuseks on rikastamata uraanoksiidist toodetud pelletid, mis asetsevad tsirkooniumisulamist hermeetilistes torukestes. Kütusena saab kasutada ka kergveereaktorites töötanud kütust, mille $^{235}\mathrm{U}$ sisaldus on $0,9\%$ .

Kanalites on kütusetorukesed $28$ või $37$ torust koosneva umbes $50$ sentimeetri pikkuse kimbuna. $12$ sellist kütusetorukimpu asetatakse üksteise järel $6$ meetri pikkusesse kanalisse. Ühest $23,7$ kilogrammisest kütusetorukimbust, milles on $19,2\, \mathrm{kg}$ uraani, saab selle reaktoris viibimise aja jooksul $1\, \mathrm{GWh}$ energiat.

Võrreldes kergveereaktoriga on vaja palju suurema sammuga võret (kanalite vahelist sammu). See annab omakorda võimaluse vahetada kütust ning paigutada kontrollvardaid ja mõõteriistu reaktori töö ajal.

CANDU-reaktori skeem 1 – kütusekoostud; 2 – kalander; 3 – kontrollvardad; 4 – raske vee survesti; 5 – aurugeneraator; 6 – kergveepump, aurugeneraatori toitepump; 7 – raskeveepump, esimese kontuuri ringluspump; 8 – kütuselaadimise seade; 9 – raske vesi, aeglusti; 10 – survetorud (kanalid); 11 – aur turbiini; 12 – aurugeneraatori toitevesi; 13 – eelpingestatud betoonist kaitsekuppel.

Reaktori reaktiivsuse reguleerimiseks kasutatakse ülevalt kanalite vahele kalandrisse juhitavaid nii kerge vee kui ka neutronite neelajaga täidetud konteinereid, roostevabast terasest vardaid ja kaadmiumvardaid.

CANDU-reaktoril on kaks ainulaadset ohutust tagavat konstruktsiooniiseärasust. Nendeks on suur kogus madalatemperatuurilist rasket vett ning aeglustit ja

kalandrit ümbritsev külma tavalise vee kaitsekest. Reaktori tavapärase töö korral varjab kaitsekest radioaktiivse kiirguse eest. Kalandris oleva külma aeglusti suur mass loob täiendava ohutuse olukorraks, kui kanalis olevad kütusevardad mingil põhjusel üle kuumenevad ja deformeeruvad. Kütusetorukimbu geomeetria muutuse tõttu suureneb soojusülekanne külmale aeglustile ega ole vaja karta kanali purunemist või ülessulamist. Veelgi enam – kanalite kõverdumisel või nende geomeetria tunduval muutumisel katkeb ahelreaktsioon.

Reaktoritel on kaks üksteisest sõltumatut kiire seiskamise süsteemi. Kumbki süsteem on suuteline vähendama reaktoris eralduva soojuse kahe sekundiga $100\%$ -lt $10\%$ -le.

Ülejäänud soojus eemaldatakse tavalise või soojuseemalduse avariisüsteemiga. Nagu ka PWR-reaktoris, on kaadmiumist seiskamisvardad kinnitatud kalandri kohale elektromagnetitega. Need sisestatakse kalandrisse vertikaalselt kanalite vahele. Sisestamiskiirust on suurendatud vedrudega. Teine seiskamissüsteem seisneb gadoliinnitraadi kõrgel rõhul sissepritsimises kalandrisse.

CANDU-reaktori soojusvahetuskontuuri on paigaldatud radioaktiivsete elementide tuvastamise kontrollsüsteem. See võimaldab kindlaks teha defektseid lekkivaid kütuseelemente ja neid eemaldada.

CANDU-kalandrikonstruktsioon võimaldab vahetada kanalis kütust reaktori töö ajal. Selleks on kahel pool reaktorit kaugjuhitavad kütusevahetamise seadmed. Tänu kütuseelementide vahetamise nn sidussüsteemile ei ole reaktori reaktiivsuse reguleerimiseks tarvis kasutada boori ega muid neutroneid neelavaid aineid, sest reaktiivsus püsib konstantsena. Kuna reaktori reaktiivsuse reguleerimiseks ei kasutata boori, säilivad reaktori ehituses kasutatavad süsinikterased paremini kui surveveereaktoris.

CANDU-reaktoril on $5$ füüsilist barjääri radioaktiivse materjali leviku tõkestamiseks.

Keraamiline kütus, $\mathrm{UO_2}$ _,millesse jääb $90\%$ tuumalagunemissaadustest.
Keraamiline kütus on kaetud lekkimiskindla kattega (otstest kokkujoodetud torud).
Kütus asetseb esimese kontuuri suletud jahutussüsteemis.
Aurugeneraatoris antakse soojus üle teise kontuuri veele-aurule.
Jahutussüsteeme ümbritseb massiivne eelpingestatud raudbetoonist kuppel.

Reaktor ACR- $1000$

ACR- $1000$ (advanced CANDU reactor) on evolutsiooni käigus arenenud reaktorist CANDU- $6$ ja on kolmanda põlvkonna raskeveereaktor. Selles reaktoris kasutatakse neutronite aeglustina samuti rasket vett, aga soojuskandjana on kasutusele võetud tavaline vesi, mille tulemusena on vähendatud soojuskandja hinda. Kaovad raskeveelekked. Ka on raskeveeaur selles sisalduva triitiumi tõttu mürgine. Seetõttu ei ole võimalik kasutada reaktoris kütusena enam looduslikku uraani, vaid $2,7\%$ rikastusega uraani. Kütusekanalid on tsirkooniumi $2,5\%$ nioobiumisulamist ja $50\%$ paksema seinaga, kui olid reaktoril CANDU- $6$ , ning kanalid on arvestatud $30$ -aastaseks tööks, nagu ka reaktoril CANDU- $6$ . Rikastatud kütuse kasutamisel väheneb kasutatud kütuse kogus kuni $60\%$ . Reaktoris kasutatakse kõrgemaid auruparameetreid, mistõttu suureneb kasutegur. Kasutatakse passiivseid ohutusmeetmeid. Reaktoriruum on jagatud neljaks osaks (neli aurugeneraatorit – igaühel oma piirkond, millest iga tsooni saab teistest hoolduse tarvis eraldada, ilma et reaktorit peaks seiskama). Tuumaelektrijaama ehitamisel kasutatakse moodulehituse tehnikat.

Reaktori ACR- $1000$ reguleerimisvardad on tehtud plaadikujulised, et need mahuksid ära kütusekanalite vahele. Reaktorituuma sulamist põhjustava avarii tõenäosuseks on hinnatud üks juhtum $34$ miljoni aasta jooksul. Kui aga selline õnnetus peaks ikkagi juhtuma, siis on reaktori survemahuti jääksoojuse ärajuhtimine korraldatud niimoodi, et sulatuum koguneb survemahuti põhja ja jääb sinna püsima.

Magnox reaktorid

Magnox-reaktorid on Suurbritannias valmistatud I põlvkonna gaassoojuskandja ja grafiitaeglustiga reaktorid, millest esimene lasti käiku Calder Halli tuumajaamas 1956. aastal ja oli käigus 2003. aastani – kokku $47$ aastat. Need loodi algselt tuumapommiks vajaliku plutooniumi tootmiseks, kuid need tootsid ka elektrienergiat. Kokku valmistati Suurbritannias $26$ sellist reaktorit ning üks reaktor Itaalia ja Jaapani jaoks. Prantsusmaal valmistati $9$ Magnox-reaktorit. Oma nime on need saanud kütusevarraste katteks kasutatava magneesiumisulami magnoxi järgi (magneesium non oxiding). Magnox-katte eeliseks on väike neutronite neelamisristlõige, kuid sel on kaks olulist puudust:

selle maksimumtemperatuur on piiratud, mistõttu tsükli kasutegur on väike;
see reageerib veega ja seetõttu ei saa kasutatud kütusevardaid hoida pikaajaliselt vee all.

Esimeste reaktorite sfäärilised korpused olid metallist, hiljem kasutati selleks eelpingestatud raudbetooni. Calder Halli tuumajaama $290\, \mathrm{MW_S}$ reaktori metallkorpuse läbimõõt oli $20\, \mathrm{m}$ ja terasseina paksus $110–114\, \mathrm{mm}$ . Teraskorpust ümbritses paks betoonmüüritis – bioloogiline kaitse gamma- ja neutronkiirguse eest. Hilisemate reaktorite korpused valmistati eelpingestatud raudbetoonist. Silindrilise raudbetoonkorpuse seina paksus oli $4–5$ meetrit. Reaktorisüdamik koosneb grafiitplokkidest müüritisest, mida läbivad kanalid koos nendes asetsevate ribitatud magnox-kattega kütusevarrastega. Soojuskandjaks on süsihappegaas, mille kulgu läbi kanalite reguleeritakse kaugjuhitavate drosselseibidega. Reaktoris on mitu paralleelset ringluskontuuri, millest igaühel on oma aurugeneraator, kompressor ja sulgsiibrid. Torude läbimõõt on $1,5$ meetrit. Gaasi puhastamiseks grafiiditolmust juhitakse $2\%$ ringlevast soojuskandjast läbi tsükloni ja kottfiltrite.

Reaktorite ehitamisel eeldati, et reaktorid on oma lihtsa konstruktsiooni, väikese võimsustiheduse ning gaassoojuskandja tõttu ohutud ega vaja kaitsekuplit (kesta). Kuna soojuskandjaks on gaas, siis ei ole ohtu, et rõhu langemisel hakkaks see keema ja tekitaks sellega seoses auruplahvatusi.

Vanematel teraskorpusega reaktoritel asusid aurugeneraatorid ja gaasikompressorid väljaspool reaktorikorpust ümbritsevat betoonist bioloogilist kaitsekesta. Hilisemate eelpingestatud raudbetoonkorpuste puhul asetsesid aurugeneraator ja gaasikompressor reaktorikorpuse sees.

Täiustatud gaasjahutusega reaktor AGR (advanced gascooled reactor)

AGR on Suurbritannia teise põlvkonna gaasjahutusega grafiitaeglustiga reaktor. See töötab Magnox-reaktorist kõrgemal gaasitemperatuuril ja on tunduvalt suurema kasuteguriga. Kõrge temperatuuri tõttu on kütusevarraste katted roostevabast terasest. Metallilise uraani asemel kasutatakse $\mathrm{UO_2}$ . Analoogselt Magnox-reaktoriga olid ka esimesed AGR-reaktorid metallkorpusega ja hilisemad eelpingestatud raudbetoonist korpusega, milles asetsevad ka aurugeneraatorid ja gaasikompressorid. Grafiitmüüritis koosneb silindrilistest ja ruudukujulise ristlõikega plokkidest, mis on omavahel seotud pikikiiludega. Silindriliste plokkide keskel olevates silindrilistes vertikaalkanalites asetsevad kütuse-vardakoostud, ruudukujulise ristlõikega plokkide kanalites reguleerimis- ja seiskamisvardad ning reaktorisisesed mõõteandurid. AGR-reaktorite puuduseks oli nende piirdumine ainult Suurbritannia turuga ja vähene standardsus, mis põhjustas võrreldes PWR- ja BWR-reaktoritega nende kõrge hinna. Kokku on neid reaktoreid ehitatud seni $15$ .

No data

Mõne Suurbritannia gaasgrafiitreaktori parameetrid

Kõrgtemperatuursed reaktorid

Tuumaelektrijaama termodünaamilist tõhusust saab tõsta, suurendades soojuskandja temperatuuri. $20\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega reaktor Dragon töötas Suurbritannias aastatel 1964–1975. Teine $13\, \mathrm{MW_e}$ võimsusega keevkihtkonstruktsiooniga reaktor ehitati 1966. aastal Saksamaal. Tuumkütus koosnes tooriumi- ja uraanoksiidiosakestest, mis olid ümbritsetud grafiidiga. Nende kütuseosakeste läbimõõt oli umbes $0,5\, \mathrm{mm}$ ja need olid seotud suurema läbimõõduga veeristeks.Tähelepanuväärseid edusamme kõrgtemperatuursete gaassoojuskandjaga reaktorite arendamisel on tehtud Ameerika Ühendriikides. Peach Bottomis töötas aastatel 1966–1974 $40\, \mathrm{MW}$ reaktor. Sellele järgnes $330\, \mathrm{MW}$ reaktor Fort Saint-Frain, mis ühendati elektrivõrku 1976. aastal.

Kõrgtemperatuursetel reaktoritel on kütusegrafiitplokid üheaegselt kütuseks ja aeglustiks. Need ei ole ette nähtud pikaajaliseks kasutuseks ja vahetatakse reaktorikampaania jooksul uute vastu välja. Peegeldiks olevad grafiitplokid, milles ei ole vertikaalseid kütusekanaleid, vahetatakse välja umbes $2$ korda harvem kui südamikus asetsevad kütust sisaldavad grafiitplokid.

Kõrgtemperatuursetele gaasgrafiitreaktoritele on iseloomulik soojuskandja liikumine ülevalt alla. Kontrollvarraste ajamid ja kütuse ümberlaadimisseadmed on seega suhteliselt külmas gaasis.

Võrreldes süsihappegaasiga on heelium parem soojuskandja, kuna see on inertgaas ega reageeri grafiidiga ka kõrgetel temperatuuridel. Heeliumi puuduseks on selle kõrge hind ja suur lekkevõime.

Heeliumsoojuskandja kasutamisel on võimalik luua ülikõrgtemperatuurseid reaktoreid, kus saab kasutada gaasiturbiiniga ühekontuurilist ehitust. Seni on nende reaktorite ehitus piirdunud mõne katsereaktoriga, kuid sama konstruktsiooniga on ka mõned IV põlvkonna reaktorid.

Esimene kiiretel neutronitel töötav elektrit tootev reaktor oli Ameerika Ühendriikides 1951. aastal käivitatud $200\, \mathrm{kW}$ võimsusega katsebriiderreaktor (EBR $1$ ). Kütuseks oli suure rikastusega $^{235}\mathrm{U}$ . Südamik koosnes $215$ -st heksagonaalse võrena paiknevast $1,25\, \mathrm{cm}$ läbimõõduga kütusevardast. Südamikku ümbritses looduslikku uraani sisaldavatest kütusevarrastest kattekiht. Soojuskandjaks oli naatriumi/kaaliumi sulam. Reaktor töötas kuni 1963. aastani.

1950. aastast on töötanud umbes $20$ kiiretel neutronitel töötavat reaktorit, millest mõned on tootnud ka elektrit ja on saadud $390$ reaktoraastat kogemusi. Praeguseks on enamik kiiretel neutronitel töötavaid reaktoreid suletud. Suuremateks reaktoriteks olid Prantsusmaal Superphénix $1240\, \mathrm{MW_e}$ , mis töötas 1985–1998 ja lõpuks suleti poliitilistel põhjustel; Phénix $250\, \mathrm{MW_e}$ 1973–2009; Venemaal Belojarskis BN- $600$ ( $560\, \mathrm{MW_e}$ ) 1980. aastast kuni praeguseni; Kasahstanis BN- $350$ ( $135\, \mathrm{MW_e}$ ) 1971–1999.

Kütusena kasutatakse $\sim 20\%$ rikastusega $\mathrm{UO_2}$ . Roostevabast terasest katetega kütusevardad paiknevad reaktoris väga tiheda võrena, nii et kütuse ja soojuskandja mahtude suhe on ligilähedane ühele.

Kiiretel neutronitel töötavas reaktoris toimub tuumalõhustumissaaduste aktiniidide „põletamine”, mistõttu tuumajäätmed on palju vähem radioaktiivsed kui aeglastel neutronitel töötavas reaktoris. Indias töötatakse välja kolmeastmelist tsüklit, kus kiiretel neutronitel töötava reaktori kattekihis toodetakse tooriumist $^{233}\mathrm{U}$ ja $^{238}\mathrm{U}$ -st $^{239}\mathrm{Pu}$ ning mõlemat uut tuumkütust kasutatakse hiljem raskeveereaktori kütusena.

Kiiretel neutronitel töötavat reaktorit käsitletakse mitmes IV põlvkonna reaktorite kontseptsioonis.

Peaaegu kõigis kiiretel neutronitel töötavais reaktoreis on seni olnud soojuskandjaks vedel naatrium. Tänu suhteliselt suurele tihedusele ja heale soojusjuhtivustegurile on vedelal naatriumil suur soojusülekandetegur ja see on osutunud suuremahulise soojuseraldusega reaktorile sobivaks soojuskandjaks.

No data

Reaktor BN-600

Reaktor BN-600

Esimesed kiiretel neutronitel töötavad reaktorid olid ehitatud selliselt, et korpuses oli ainult reaktor ning naatriumsoojuskandja andis soojuse soojusvahetis üle vahekontuuri mitteradioaktiivsele naatriumile. Hilisematel reaktoritel, nagu ka BN- $600$ -l, on ühte korpusesse paigutatud reaktor, pumbad, esimese ja teise kontuuri vaheline soojusvaheti ja bioloogiline kaitse.

Reaktorikorpus on elliptilise põhja ja koonilise ülaosaga metallsilinder, mille sees on metallkonstruktsioonid südamiku, kattekihi ja bioloogilise kaitse toestamiseks.

Litsentseerimises olevad reaktorid moodustavad eraldi kategooria täna juba töötavate reaktorite ja neljanda põlvkonna reaktorite kõrval. Litsentseerimises on nii III ja III+ põlvkondade oluliselt edasiarendatud tehnoloogiaid kui ka neljanda põlvkonna reaktoreid. Ühise näitajana on tegemist eranditult nn väikeste moodulreaktoritega (VMR) elektrilise võimsusega kümnetest kuni paarisaja megavatini.

Suurenenud huvi VMR-ide vastu maailmas on kasvanud tänu nende võimele rahuldada paindlikult energia tootmise vajadusi laiemale kasutajale ringile ja erinevatele rakendustele, aga ka asendada vananevaid fossiilsel kütusel töötavaid elektrijaamu. Samuti on nende loomulike ja passiivsete turvasüsteemide abil suurendatud ohutust, pakkudes kapitalikulude olulist vähenemist ning sobivust soojuse ja elektri koostootmiseks, aga ka mitteelektrilisteks rakendusteks. Lisaks pakuvad VMR-id võimalusi vähem arenenud infrastruktuuriga piirkondadele, ka erinevate hübriidsüsteemide rakendamist, mis ühendavad endas alternatiivseid energiaallikaid, sealhulgas taastuvaid energiaallikaid.

Paljud tuumariigid on keskendunud väikeste moodulreaktorite väljatöötamisele elektrilise võimsusega kuni $300\, \mathrm{MW_e}$ reaktori kohta. Nendel reaktoritel on täiustatud tehnilised omadused, neid saab kasutada kas ühe või mitmest moodulist koosnevate jaamadena ning on ette nähtud tootmisettevõtete elektrivarustuseks, aga vajadusel ka kommunaalteenuste osutamiseks.

Maailmas on arendusjärgus umbes $50$ väikest moodulreaktorit. Paljud neist on erinevates arenguetappides, aga on ka arendusi, mis väidetavalt võetakse kasutusse juba lähiaastatel. Argentiinas, Hiinas ja Venemaal on praegu $4$ sellist kaugele arendatud moodulreaktorit. Uued ja vanad tuumariigid viivad läbi teadus- ja arendustegevusi, mida koordineerib IAEA just uute väikeste moodulreaktorite väljatöötamiseks võimalike tehnoloogiate arendamiseks, eesmärgiga saavutada selliste reaktorite konkurentsivõime ja usaldusväärne toimimine. IAEA aitab lahendada ka infrastruktuuri probleeme, mis hõlbustab väikeste moodulreaktorite juurutamist.

NuScale’i reaktorit hakkas arendama 2000. aastate alguses USA ettevõte NuScale Power, kelle suurosanik on Fluor Corporation. 2017. aastal alustati litsentseerimisprotsessi USA tuumaregulaatori U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) juures. NuScale reaktoritega jaama on tellinud Utah Associated Municipal Power System ning see on kavas ehitada Idaho riikliku laboratooriumi territooriumile Idaho Fallsi.

2020. aasta augustis, pärast kolme aastat detailseid uuringuid, andis NRC NuScale reaktori disainile sertifikaadi. Seega sai NuScale’ist esimene VMR, mis on NRC sertifikaadi saanud.

Ehkki tegemist pole ei ehitus- ega käitamisloaga, tagab NRC sertifikaat võimaluse kasutada tehnoloogiale antud sertifikaati loamenetlusprotseduurides. Jaam loodetakse saada valmis 2020ndate teises pooles.

NuScale’i mooduli üldvaade. Allikas: NuScale.

NuScale’i tuumaelektrijaam koosneb kaheteistkümnest $200\, \mathrm{MW}$ soojusliku võimsusega moodulist, mille elektriline võimsus on $60\, \mathrm{MW}$ . Seega on jaama elektriline brutovõimsus $720\, \mathrm{MW}$ . Kuna jaamal endal on teatav elektritarve, on võrku toodetavaks netovõimsuseks $685\, \mathrm{MW}$ . Jaama võimsusteguriks plaanitakse üle $95\%$ . Jaamal on kaks auruturbiinide hoonet ning igal reaktoril on oma turbiin, mis on kokku pandud tehases teisaldatava raami peale ja transporditakse jaama ühes tükis. Kõiki reaktoreid ja jaama tervikuna juhitakse ühest juhtimisruumist. Jaam mahub ära $144$ hektarile. Esimene jaam kasutab kondensaaatorite jahutamiseks sundjahutusega jahutustorne. Tulevikus saab komplekteerida jaama võimsuseks täpselt nii palju, kui tellija soovib.

NuScale’i reaktorites on kasutusel klassikaline surveveereaktori tehnoloogia. Reaktori eripäraks on aga see, et pumpade asemel kasutatakse jahutusvee loomulikku ringlust läbi reaktorituuma ja aurugeneraatorite. Nii aurugeneraatorid kui ka mahukompensaator paiknevad reaktorikorpuse sees. Reaktori kõrgus on $19,8\, \mathrm{m}$ ja läbimõõt $2,7\, \mathrm{m}$ . Reaktori surveanum asub omakorda terasest kaitsekestas. Kaitsekesta ja reaktori vahel hoitakse vaakumit, et vähendada soojuskadusid reaktorist ümbritsevasse keskkonda, sest kõik reaktorid ( $12$ ) on asetatud suurde maasisesesse betoonist, terasega vooderdatud, veega täidetud basseini. Üks reaktor koos kaitsekestaga kaalub ligikaudu $700$ tonni. Reaktor koos kaitsekestaga on $23\, \mathrm{m}$ kõrge ja selle läbimõõt on $4,6\, \mathrm{m}$ . Rõhk reaktoris on $12,7\, \mathrm{MPa}$ .Kogu jaam on modulaarne ning nii palju kui võimalik kasutatakse olemasolevat tehnoloogiat ja detaile. Reaktorid ehitatakse valmis tehases ja transporditakse kohale kolmes osas kas autode, rongidega või vett mööda.

No data

Üldandmed NuScale’i mooduli kohta

Kütuseks on standardne kergveereaktori kütus uraan, mille rikastus jääb alla $5\%$ . Kütusekoostudes on $17 \times 17$ varrast ning koostu kõrgus on $2\, \mathrm{m}$ . Reaktoris on $37$ koostu. Reaktoris olev kütuse kogus moodustab $1/20$ tavalises surveveereaktoris olevast kütusekogusest. Kütusest vahetatakse korraga välja $1/3$ ja reaktor seisatakse kütuse vahetamiseks iga $24$ kuu tagant. Kütuse vahetamiseks seisatakse üks rektor korraga ning ülejäänud $11$ reaktorit töötavad edasi. Kütuse vahetamiseks tõstetakse reaktori südamik kõrvale basseini spetsiaalsesse kandurile, kus vahetatakse kütus. Kütuse vahetamine võtab aega $10$ päeva. Seega vahetatakse iga kahe kuu tagant jaama mõnes reaktoris kütust.

Projekteeritud reaktorid on passiivselt turvalised, see tähendab, et avariiolukorras ei vaja nad inimeste sekkumist ega välist elektrienergiat, puudub vajadus tagavaradiiselgeneraatorite ja akude järele. Seda kinnitas ka NRC jaanuaris 2018.

NuScale’i nägemus oma tuumaelektrijaamast. Allikas: NuScale

Avariiolukorras sulguvad pärast reaktori seiskumist auru- ja toitevee torustikud ning reaktoris ringlev aur suundub reaktorikorpuse välisseinal asuvatesse soojusvahetitesse. Soojusvaheti pind on kontaktis basseinis asuva veega ning soojus antakse üle basseiniveele. Basseinis on üle $30 000\, \mathrm{m^3}$ vett. Pärast reaktori seiskumist on eralduv soojusvõimsus üle $10\, \mathrm{MW}$ , kolme päeva jooksul langeb see alla $1\, \mathrm{MW}$ ning selle aja jooksul läheb vesi basseinis keema. Vett jagub basseinis $30$ päevaks ja pärast seda piisab juba atmosfääriõhust, et reaktorid jahutatuna hoida.

NuScale’i tuumajaama reaktorihoone ristlõige. Allikas: NuScale

NuScale’i tuumajaama reaktorihoone ülaltvaade. Allikas: NuScale

LOCA (loss of coolant accident) ehk jahutuskao õnnetuse korral avanevad reaktori korpuse ja kaitsekesta vahelised klapid ning reaktoris olev keev vesi suundub kesta ja korpuse vahele ning jahutatakse efektiivselt maha basseinis oleva veega. Puudub vajadus kõrgtemperatuurse sissepritse jaoks, et reaktorituuma jahutada. Puuduvad igasugused jahutuspumbad.

Jaamal on väiksem nn avariiolukorra planeerimise tsoon (Emergency Planning Zone, EPZ) kui suurtel surveveereaktoritel. NuScale’i jaamal on EPZ veidi suurem kui jaama territoorium ehk umbkaudu $16\, \mathrm{ha}$ . Suurtel surveveereaktoritel on selle raadiuseks keskmiselt $16$ kilomeetrit ehk üle $80 000$ hektari. Selles tsoonis on avariiolukorra sattudes ette planeeritud evakuatsiooni korraldamine, varjumine ja joodi kasutamine. See on tingitud sellest, et reaktorid on väikesed, lisatud on turvabarjääre (tavalise surveveereaktori barjääridele on lisandunud suur vee kogus ja reaktorihoone), on madalam reaktorituuma sulamise tõenäosus – $5$ juhtumit miljardi reaktoritööaasta kohta (olemasolevatel reaktoritel $1$ juhtum $10 000$ kuni $100 000$ aasta kohta ja III+ generatsiooni reaktoritel $1$ juhtum $100 000$ kuni $1 000 000$ aasta kohta) ning juhtumi kulgemine on aeglasem. Jaam on piisavalt turvaline, elamaks üle Fukushima suuruse maavärina, orkaanid, tornaadod ja üleujutuse. Reaktorihoone peab vastu kokkupõrkele lennukiga vastavalt NRC reeglitele.

Tehasevalmidusega reaktori transport. Allikas: NuScale

Üle $70\%$ 2015. aastal juhtunud tuumaelektrijaamade plaanivälistest seiskamistest jääks NuScale’i jaamal olemata tänu jaama konstruktsioonile.

Jaam on suuteline töötama väikeses võrgus. Välise võrgu kadumise korral suudab üks reaktor toota kogu vajaliku elektrienergia, et tagada jaama kogu vajalik omatarve turvaliseks eksisteerimiseks. Jaam suudab ilma kütust lisamata varustada väikeses võrgus asuvat kriitilise elektrivajadusega $100\, \mathrm{MW}$ elektrit tarbivat asutust $12$ aastat.

Seda tuumajaama saab käivitada külmast olekust ilma võrguühenduseta, kasutades väikest jaamasisest tagavarageneraatorit. Võrguühenduse kadumisel saab jaam edasi töötada ilma ühtegi reaktorit sulgemata, suunates auru otse kondensaatoritesse, mis suudavad kondenseerida kõigi reaktorite toodetava auru isegi $100\%$ võimsuse juures, ning jätkata võrku tootmist kohe pärast võrgu taastumist. Üks reaktor suudab tagada ilma võrguühenduseta kogu jaama vajaliku elektritarbe.

NuScale’i reaktori avariijahutussüsteem.

Jaama ehitusmaksumuseks hinnatakse $2,469$ miljardit Ameerika dollarit, mis teeb ühe brutokilovati maksumuseks $3465$ dollarit. 2022. aastal maksaks NuScale’i hinnangul sellises N-nda $12$ mooduliga jaamas toodetud elekter 2015. aasta rahas $86\, \mathrm{USD/MWh}$ . Esimeses jaamas toodetud elekter oli $95\, \mathrm{USD/MWh}$ . NRC reeglite kohaselt peaks jaamas töötama $360$ inimest. Sagedase kütuse vahetamise tõttu on otstarbekas hoida jaama palgal kütuse vahetamisega tegelevaid töötajaid ja seda teenust mitte sisse osta.

Reaktori litsentseerimisprotsess algas Kanadas 2017. aasta detsembris. 2019. aasta lõpus valisid USA ja Kanada tuumaregulaatorid NRC ja CNSC just Terrestrial Energy IMSR-i esimeseks reaktoriks, mida ühiselt litsentseeritakse. See on oluline samm parimate praktikate jagamiseks ning tõhusa ja harmoniseeritud rahvusvahelise regulatsiooni suunas. Esimene jaam peaks valmima 2030. aasta paiku Kandas Ontarios asuva Chalk River Laboratories territooriumile. Firma teeb koostööd tuumajaama operaatoritega, nagu Bruce Power, Duke Energy, Engie, NB Power, Nextere Energy, Ontario Power Generation, PSEG, Southern Nuclear ja TVA.

Kavandatava reaktori soojuslik võimsus on $400\, \mathrm{MW}$ ja elektriline netovõimsus $185–195\, \mathrm{MW}$ , mis teeb elektrijaama kasuteguriks $46–49\%$ . Tegu on moodulreaktoriga, mida arendatakse nii elektri kui ka kaugkütte ja tööstussoojuse tootmiseks koos samuti soolal põhineva salvestusvõimalusega. Kasutatav tehnoloogia põhineb tugevalt Oak Ridge’i riiklikus laboratooriumis 1980. aastatel välja töötatud DMSR-reaktoril. Ühe töötava reaktoriga jaam mahub ära $6,8$ hektarile.

IMSR-i näol on tegu soojuslikel neutronitel töötava reaktoriga. Seega ei ole IMSR briiderreaktor. Kütuseks on madala rikastusega (kuni $5\%$ ) $^{235}\mathrm{U}$ , mida kasutatakse reaktoris fluoriidsoola ( $\mathrm{UF_4}$ ) kujul. Soola koostisesse kuulub veel $\mathrm{LiF}$ , $\mathrm{NaF}$ ja/või $\mathrm{BeF_2}$ , mis suurendavad soola soojusmahtuvust ja alandavad sulamistemperatuuri. Sool on ka primaarseks soojuskandjaks/jahutusvedelikuks.

Vastavalt ära kasutatud kütusele lisatakse reaktorisse jooksvalt uut soola. Kuna lisatava $\mathrm{UF_4}$ kogused on piisavalt väikesed, ei pea reaktorit eluea jooksul seiskama ega sealt töötamise ajal soola välja võtma. Lisatud sool mahub ilusasti ära reaktori ülaosas paikneva gaasiga täidetud ruumi arvelt. $7$ aasta jooksul lisatakse $\mathrm{UF_4}$ mahu poolest juurde umbes $50\%$ ning reaktoris on selleks piisavalt ruumi. Reaktor sobib ka plutooniumi- ja kergveereaktorites ning pärast mõningast töötlemist ka raskeveereaktorites juba kasutatud kütuse kasutamiseks. Reaktor ei sule kütusetsüklit, aga on võimeline ära põletama kõik väikeaktiniidid, mis põhjustavad kasutatud kütuse pikaajalist radioaktiivsust. Selleks tuleb kasutatud kütusest võtta välja osa uraani ning lisada soolasse uusi lõhustuvaid isotoope – kas väherikastatud uraani ( $^{235}\mathrm{U}$ $4,95\%$ ) või kasutatud kütuses olevate väikeaktiniidide ja plutooniumi kujul. Eraldatud uraani, mis on väheradioaktiivne, saab ilma eritingimusteta hoida tuleviku briiderreaktorite kütuseks. Enamik radioaktiivsetest lõhustumisproduktidest, nagu $^{131}\mathrm{I}$ ja $^{137}\mathrm{Cs}$ , jäävad keemiliselt seotuna soola. Plutooniumi ja teiste aktiniidide kuhjumine soolas on väike.

Aeglustiks kasutatakse IMSR-is grafiiti. Grafiidist ploki sees on vertikaalsed torujad kanalid, läbi mille voolab kütust sisaldav sool üles. Grafiitplokis muutub kütus kriitiliseks ja käivitub ahelreaktsioon, mille käigus sool soojeneb. Pärast grafiidist väljumist ahelreaktsioon katkeb ning ligikaudu $700$ kraadini soojenenud sool suunatakse samuti reaktorikorpuses paiknevasse soojusvahetisse, kus soojus antakse üle sekundaarsele soolale, mis lahkub tuumasaarelt. Pärast soojusvahetit langeb sool reaktorianuma äärtes anuma põhjani ning alustab uut ringi, tõustes läbi anuma keskel asuva aeglusti üles. Reaktor töötab atmosfäärirõhul, pumpasid kasutatakse vaid sulasoola ringiajamiseks.

Turvalisuse suurendamiseks antakse sekundaarse soola soojus edasi tertsiaalsele soolale, mis läheb siis kas akumulaatorpaaki või aurugeneraatorisse, milles toodetakse auru turbiini jaoks. Tertsiaalse soola temperatuur on $600\, ^{\circ}\mathrm{U}$ . Kuna turbiiniagregaat ei osale jaama turvalisuse tagamisel ja tänu siseneva auru kõrgetele temperatuuridele saab elektritootmiseks kasutada olemasolevaid soojuselektrijaama turbiine, mis on odavad ja pakuvad kõrget kasutegurit.

Reaktori eluea pikkust piirab grafiitaeglusti eluiga. Suure võimsustiheduse korral nagu IMSR-il on eluiga lühem. Grafiidi vahetamine reaktori sees on väga keeruline ja seoses sellega on ette nähtud, et kogu reaktor koos aeglusti, pumpade, pumpade mootorite, seiskamisvarraste ja soojusvahetitega vahetatakse välja pärast seitsmeaastast töötamist. Tuumasaarel (tuumasaareks nimetatakse tuumajaama seda osa, mis on vahetult seotud tuumalõhustusprotsessidega – reaktor, pumbad, aurugeneraatorid, reaktorihoone ja mõnel juhul ka turbiin, mis asuvad samal raudbetoonvundamendil) on kaks maasisest betoonist pesa reaktorite jaoks.

Terrestriali IMSR-reaktoriga elektrijaama läbilõige.

Pärast seitset aastat reaktori töötamist reaktor seisatakse. Selleks ajaks paigaldatakse teise pessa uus reaktor, millega hakatakse tootma auru olemasoleva turbiini jaoks. Pärast mõningast seismist, kui eralduva jääksoojuse tase on vähenenud, pumbatakse kasutatud kütus spetsiaalsestesse anumatesse, kust see viiakse hiljem edasi ümbertöötlemistehasesse. Vahetult enne selle reaktori eluea täitumist võetakse eelmine reaktor oma pesast ning transporditakse reaktorihoones asuvasse spetsiaalselt kasutatud reaktori hoidmiseks mõeldud pessa, kus seda hoitakse kuni radioaktiivsuse kadumiseni. Tühja pessa paigaldatakse uus reaktor ning käivitatakse, kui kõrvalasuvas pesas olev reaktor lõpetab töötamise.

Reaktor valmistatakse tehases ja transporditakse ühes tükis kohale. Reaktori transpordimass on $170$ tonni. Pärast paigaldamist lisatakse reaktorisse sool koos kütusega. Reaktorit ei pea kordagi oma seitsmeaastase eluea jooksul lahti tegema ega midagi välja võtma ega ka hooldama. Reaktor asub maa-aluses betoonist pesas, mis on kaetud raske terasest kaanega.

Reaktor on ehitatud olemuslikult turvaliseks, seda võib päevapealt turvaliselt seisata ilma inimese sekkumiseta ja lisaenergia kasutamiseta. Reaktor on ümbritsetud terase ja betooniga ning kaitstud väliste faktorite nagu maavärina, pommiplahvatuse ja lennuki pealekukkumise eest.

Terrestriali IMSR-reaktorimooduli ristlõige.

Vähendamaks radioaktiivsete isotoopide lekkevõimalust, ei toimu reaktori avariijahutamine soola väljalaskmisega reaktorist selleks ette nähtud anumatesse, nagu oli see lahendatud Oak Ridge’i riikliku laboratooriumi 1960-ndatel töötanud sulasoolareaktoril. Reaktori jahutus on tagatud isegi siis, kui reaktoris olevate soojusvahetite kaudu soojuse eraldamine ei toimi. Reaktori anum paikneb terasest kesta sees. Anuma ja kesta vahel asub sool, millel on kõrge sulamistemperatuur. Normaalse soojuse eraldusprotsessi katkedes tõuseb reaktoris oleva soola temperatuur, mis hakkab sulatama reaktori ümber olevat soola. Teisel pool kesta on lämmastikuga gaasisärk. Sulanud sool hakkab kestas ringlema ja kannab reaktorist tulnud soojuse edasi gaasisärgis olevale gaasile. Gaasisärgis soojenev lämmastik tõuseb katuse sees asuvasse radiaatorisse, kus antakse soojus vabakonvektsiooni teel välisõhule, ning langeb seejärel jahtunult tagasi reaktori juurde. Gaasisärgi purunemisel siseneb sellesse õhk ning sel juhul jahutatakse reaktorit õhuga. Õhk kannab soojust otse atmosfääri, parandades jahutust veelgi. Reaktori temperatuuri tõusmise korral sundjahutuse kadumisel ja varraste mitte sisenemisel on ahelreaktsiooni seiskamiseks kasutusel ka neutronmürgiga mahutid, mis sulavad kõrgel temperatuuril, lastes neutronmürgi reaktorisse. Lisaks on reaktoril olemas ka tagavaratoiteallikad, mis tagavad jahutussüsteemi töö välise toite katkemisel. Need toiteallikad võivad olla tavalised diiselgeneraatorid. Seiskamisvardad langevad reaktorisse automaatselt nii reaktorisisese soola ringluse katkedes kui ka voolukatkestuse korral.

Reaktor saab töötada täisvõimsusel edasi, kui üks ringluspump seiskub, ning on võimeline töötama vähendatud võimsusega, kui ükskõik millised kaks pumpa seiskuvad.

Terrestriali IMSR-reaktoriga elektrijaama põhimõtteline skeem koos genereeritava soojuse kasutusvõimalustega.

Seoses sellega, et kütus ja jahutusvedelik on üks ja sama, ei saa toimuda jahutusvedeliku lekkekadu ehk LOCA õnnetust. Tänu soola omadustele avariiolukorras, kui ei suudeta seiskamisvardaid sisestada, tõuseb reaktori temperatuur veidi kõrgemale, kus see stabiliseerub, ning ahelreaktsioon seiskub.

IMSR-elektrijaama ehitus kestab umbes $4$ aastat. Elektri maksumuseks tuleb arvutuslikult vähem kui $50\, \mathrm{USD/MWh}$ .

Suurbritannia firma Moltex Energy Ltd. poolt arendatav sulasoolareaktor „Stable Salt Reactor“ (SSR) erineb tüüpilistest sulasoolareaktoritest selle poolest, et tuumkütust sisaldavat soola ei pumbata süsteemis ringi, vaid see asub varraste sees nagu levinud tahke kütusega reaktorite puhul, kuid siiski vedelal, sulanud kujul. Kütuses kasutatav tehnoloogia hoiab tuumareaktsioonide käigus tekkinud lõhustumisproduktid keemiliselt seotuna, millest tuleneb ka nimi „Stable“. Reaktori litsentseerimisprotsess on käimas Kanadas ning New Brunswick Poweri tellimisel on kavas ehitada Kanadasse Point Lepreau’sse reaktor, mis peaks valmima 2030. aasta paiku.

Tegu on moodulrektoriga, aga mitte tavalises mõistes, kus üks või mitu väikest teineteisest sõltumatut reaktorit toodavad ühe turbiini jaoks auru, vaid reaktori sektsioone elektrilise võimsusega $150\, \mathrm{MW}$ saab asetada üksteise kõrvale, moodustades ühe tervikliku reaktori ning maksimaalse $8$ sektsiooni korral oleks elektriliseks võimsuseks $1200\, \mathrm{MW}$ .

Moodulid, mis sisaldavad kütusevarraste hoidjaid, pumpasid, primaarseid soojusvaheteid, seiskamisvardaid, mõõteriistu, voolukanaleid ja kütusevarraste liigutamissüsteeme jm, ehitatakse valmis tehases ning transporditakse ehituspiirkonda, kus pannakse neid kõrvuti nii palju, kui vaja. Otsmised moodulid on poole võimsusega.

Käesoleval ajal on litsentseerimisel SSR- $300$ W, mis on väikseim võimalik süsteem, mille soojuslik võimsus on $750\, \mathrm{MW}$ ja elektriline võimsus $300\, \mathrm{MW}$ . Kütuseks on vesijahutusega reaktoris juba kasutatud kütus, mis on muundatud uraani, plutooniumi, väikeaktiniidide ja lantaniidide trikloriidide ehk soolade kujule. Muutes kütusevarraste ja koostude ehitust, on võimalik kasutada kütusena ka väherikastatud uraani või tooriumi.

Tuumkütus asub soola kujul kütusevardas. Kütusekoostu sisaldab $18 \times 18$ kütusevarrast. Koostud on ümbritsetud kattega nagu keevaveereaktoris. Kütusevardad on valmistatud $\mathrm{HT9}$ terasest ja galvaniseeritud tsirkooniumiga. $\mathrm{HT9}$ terast on palju kasutatud tuumareaktorites ning tema omadused ja käitumine tuumareaktoris on hästi teada. Kütusevarras on $1,9\, \mathrm{m}$ kõrge, $10\, \mathrm{mm}$ diameetriga ja $0,3\, \mathrm{mm}$ seinapaksusega. Kütusekoostu aktiivosa kõrgus on $1,6\, \mathrm{m}$ ja kütusekoostu kogukõrgus on $3,7\, \mathrm{m}$ .

Erinevalt kütusepelleteid sisaldavatest varrastest, kus võib varda eluea lõpus olla töötava reaktori korral rõhk varrastes mitusada atmosfääri, on soola rõhk kogu aeg ümbritseva keskkonna rõhul.

Tekkivad kõrge radioaktiivsusega lõhustusproduktid $^{131}\mathrm{I}$ ja $^{137}\mathrm{Cs}$ , mis tahke kütusega varrastes on gaasilises olekus, reageerivad soolaga ning tekkivad mittegaasilised ühendid $\mathrm{NaI}$ ja $\mathrm{CsCl}$ , mis jäävad soola. Nende isotoopide sidumisvõime soolas halveneb alles siis, kui sool läheks keema, mille tekkeks ei eksisteeri võimalikke mehhanisme. Tekkivad gaasilised lõhustusproduktid, mida sool ei suuda siduda, on põhiliselt väärisgaasid heelium, ksenoon, krüptoon ja neoon, mis väljuvad kütusevardast reaktori kohale, kus need kogutakse kokku ning pärast lühiajalist hoiustamist radioaktiivsuse kadumiseni väljutatakse ümbritsevasse keskkonda. Kokku kogutakse ka $\mathrm{Cd}$ , $\mathrm{ZrCl_4}$ , $\mathrm{ZrF_4}$ ja triitiumi aurud, mis filtreeritakse, pestakse ja kondenseeritakse maha. Need gaasilised komponendid on ainsad, mis võivad potentsiaalse õnnetuse korral atmosfääri sattuda, aga tänu nende pidevale eraldumisele kütusest ja kokku kogumisele on suure õnnetuse korral nende eralduvad kogused väikesed.

Kütusevarraste vahetamiseks ei pea reaktorit seiskama, vaid neid saab vahetada sarnaselt CANDU-reaktoritega reaktori töötamise ajal. Kütuse koostud lisatakse ühest reaktori servast ning võetakse välja teisest servast, liigutades vardaid rivis järk-järgult edasi. Ühes rivis lisatakse kütust ning liigutatakse varrast edasi reaktori täisvõimsusel töötamisel korra poole aasta tagant. $300$ megavatises reaktoris on $20$ rivi ja igas rivis kümme kütusekoostut ehk kokku $200$ koostut. Tänu pidevale vahetamisele on reaktori reaktiivsus kogu aeg ühtlane, mis omakorda suurendab ohutust. Varras töötab reaktoris $5$ aastat. Varras võetakse välja ja selles sisalduv sool läheb ümbertöötlemisele, sest sisaldab veel suures koguses tuumkütust, mida saab värsketes kütusevarrastes kasutada.

SSR-reaktori (stabiilse sulasoolareaktori) moodul. Allikas: Moltex Energy

Kütusevarda keskel on maksimaalseks võimalikuks kütusesoola temperatuuriks $1075\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Primaarses jahutuskontuuris olev sool siseneb primaarsesse soojusvahetisse $650\, ^{\circ}\mathrm{C}$ juures ja väljub $525\, ^{\circ}\mathrm{C}$ juures. Kütusevarda temperatuur on tänu anumapoolsele heale soojusülekandele peaaegu võrdne soola temperatuuriga reaktori anumas.

Reaktori jaoks kütuse tootmiseks on võimalik reaktori juurde ehitada väike kütusetehas, mis võtab kütusekoostust vardad ning varrastest pelletid, pelletid lähevad elektrolüüserisse, kus võetakse välja enamik lõhustumisjääke, nagu tseesium, strontsium ja jood. Edasi pannakse järele jäänud uraan, plutoonium, muud aktiniidid ja lantanoidid naatrium- ja raudkloriidi sisse, kus need asendavad soolaühendites oleva raua.

Kütusevardad asuvad suures sulasoolaga täidetud anumas. Anumas asuv sool ei sisalda radioaktiivseid elemente, tänu millele on oluliselt madalamad nõuded reaktori ehituseks kasutatavatele materjalidele ning kasutada saab juba olemasolevaid reaktori ehituseks sertifitseeritud materjale. Ei ole vaja tegelda pidevalt soolkütuse keemilise koostise jälgimise ja parandamisega. Langevad ära ka radioaktiivse soola pumpamise korral tekkivad probleemid ja vajaminevate turvareeglite väljaarendamine ning kasutada võib juba olemasolevaid standardseid pumpasid. Reaktor vastab IAEA turvareeglitele.

Sool on hea jahuti, sest omab suurt soojusmahtuvust ehk jahutamiseks ei lähe vaja suuri vooluhulki. Sool ei neela peaaegu üldse neutroneid ega lagune kiirguse mõjul. Sulasool on väga korrosiivne, kuid Moltexil on rida patente, kuidas sellega toime tulla. Näiteks galvaniseeritakse kütusevardad korrosiooni vähendamiseks tsirkooniumiga ja jälgitakse, et soolas oleks taandav keskkond.

Reaktori korpuse materjalid on kaitstud neutronvoo eest tänu anumas olevas soolas sisalduvale hafniumile, mis neelab neutronid enne, kui need jõuavad korpuseni. Soola koostist peab jälgima ning eraldama kiirguse toimel soolas tekkinud uued isotoobid ning vastavalt vajadusele aeg-ajalt lisama hafniumtetrafloriidi. Reaktori $60$ -aastase eluea jooksul uut soola ei ole vaja lisada.

Sekundaarses soolsoojuskandjas akumuleerunud soojus antakse üle tertsiaarsele nitraatsoolast soojuskandjale, mis tagab selle, et tuumasaar on täielikult lahutatud aurukontuurist, suurendades omakorda veelgi turvalisust. Nitraatsoolad on kasutusel, akumuleerimaks soojust kontsentreeritud päikeseelektrijaamades ning seda tehnoloogiat on praktikas katsetatud. Tertsiaalses kontuuris voolav sool temperatuuriga $550\, ^{\circ}\mathrm{C}$ suunatakse kas otse aurugeneraatorisse või akupaakidesse, kus saab seda soojust hiljem kasutada elektri tootmiseks. Selline tuumajaam sobib tänu soojuse akumuleerimisega soolas tipujaamaks, aga sel juhul on vaja lisaturbiine tipu ajal elektri tootmiseks. Akupaakide mahtuvuse ja tipuvõimsus leida majandusarvutusega.

Moltex Energy nägemus tuumajaamast. Allikas: Moltex Energy

Aur väljub aurugeneraatorist temperatuuriga $538\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja rõhuga $16\, \mathrm{MPa}$ ning vaheülekuumenduse järgselt on auru parameetrid $538\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja $4\, \mathrm{MPa}$ . Ökonomaiser, aurusti, ülekuumendi ja vaheülekuumendi asuvad eraldi korpustes ning igal turbiinil on eraldi aurugeneraatorid. Seega saab kasutada tavalisi soojuselektrijaama auruturbiine, mis maksavad mitu korda vähem vesijahutusega reaktoritega elektrijaamade turbiinidest. Aurugeneraatori toitepump töötab oma auruturbiini jõul. Jaama omatarve kaetakse eraldi auruturbiiniga elektrigeneraatoriga, mis lahutab jaama seadmed elektrivõrgust. Esialgses versioonis on kondensaator projekteeritud töötama õhkjahutusega.

Reaktor on isereguleeruv. Reaktori temperatuuri tõustes väheneb reaktori võimsus füüsikaseaduste tõttu iseeneseslikult ning temperatuuri langedes võimsus kasvab. See on ka ainus moodus reaktori võimsuse reguleerimiseks. Reaktor on alati seiskunud olekus, kui temperatuur reaktoris on $800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ või suurem. Sektsioonide vahel kahekaupa asetsevaid labakujulisi booriühendist reguleervardaid kasutatakse ainult reaktori seiskamiseks. Avariiolukorras, kui kaob elekter ning soola ei pumbata enam ega vardad ei sisene, tõuseb reaktori temperatuur $13–14$ tunniga maksimumini $\lt 900\, ^{\circ}\mathrm{C}$ , misjärel stabiliseerub umbes $35$ tunni jooksul $800\, ^{\circ}\mathrm{C}$ juurde. Reaktori jahutus toimub vabakonvektsiooniga õhu abil, mis liigub mööda reaktorianuma välisseina ning juhitakse siis välja atmosfääri. Reaktor on pärast sellist intsidenti täiesti kasutuskõlbulik ja sellise juhtumi toimumise tõenäosus on samas suurusjärgus kergveereaktori tuuma sulamisega, ainult SSR-i korral on ümbritsevasse keskkonda radioaktiivse saaste sattumine elimineeritud. Reaktori normaalsel seiskamisel koos varraste sisestamisega ilma jaamasisese elektrikatkestuseta on nõue soola akupaakide olemasoluks minimaalselt $35\, \mathrm{MWh}$ mahus, et akumuleerida soojust, mis eraldub kohe pärast seiskamist ning edasi toimub soojuse ülekandmine anuma soolalt vabakonvektsiooniga sekundaarsele soolsoojuskandjale ning sealt tertsiaarsele, aga neid soojuskandjaid tuleb juba pumbata.

Moltex Energy jaama tuumasaar. Allikas: Moltex Energy

Reaktor on kompaktne ning $1000\, \mathrm{MW}$ reaktor mahub hoonesse mõõtmetega $30 \times 17 \times 8$ meetrit. Võrreldes kergveereaktoritega tuleb tuumasaar oluliselt väiksem. $300\, \mathrm{MW}$ reaktori mõõtmed on $6 \times 5,3 \times 4,2$ meetrit. Kogu $300\, \mathrm{MW}$ jaam ilma lisaturbiinide ja akupaakideta mahub ära maalapile mõõtmetega $150 \times 150$ meetrit.

Kogu tuumasaarel on kõik materjalid atmosfäärirõhul. Kasutatavad soolad on vedelad vahemikus $400\, ^{\circ}\mathrm{C}$ kuni $1500\, ^{\circ}\mathrm{C}$ , mistõttu ei ole keemise vältimiseks kõrgendatud rõhku tarvis. Reaktor ei vaja enda ümber suurt mahtu, sest puuduvad rõhu all olevad materjalid, millele on avariiolukorras vaja paisumisruumi. Ainus koht, kus esineb kõrge rõhk, on aurugeneraatorid, kuid need asuvad kaks sulasoolaahelat eemal väljaspool reaktoriruumi, elimineerides võimaliku auruõnnetuse mõju reaktorile. Samuti teevad rangete erinõueteta ehitatud aurugeneraatorid jaama ehitamise odavamaks.

Terasest reaktorianum asub terasega vooderdatud betoonist süvendis. Anuma kohal asuv ruum on õhulukuga hermeetiliselt suletud ning on täidetud argooniga. Reaktorit ümbritseva hoone seinad on paksusega $1$ meeter.

Jaapani-USA ühisfirma GE Hitachi Nuclear Energy arendatav keevaveereaktor BWRX- $300$ on $300\, \mathrm{MW}$ elektrilise võimsusega moodulreaktor. BWRX- $300$ on 10. arenduspõlvkonna keevaveereaktor, mille disain põhineb sama firma $1520\, \mathrm{MW}$ võimsusega ESBWR-reaktoril, mis läbis USA NRC litsentseerimisprotsessi 2014. aastal.

ESBWR-reaktor omakorda põhineb juba töötavatel ABWR reaktoritel. Kuna BWRX on ESBWR-iga väga sarnane, vaid oluliselt lihtsustatud ja vähendatud kujul, loodab GEH BWRX-i litsentsi NRC-lt saada suhteliselt kiiresti. Kohese tellija tõsise huvi korral oleks firma arvates võimalik esimene sellise reaktoriga elektrijaam käivitada aastaks 2028–2030. USA energiaministeerium toetab reaktori arendamist $1,9$ miljoni dollariga. GE Hitachi arendab seda reaktorit koos Exelon Generationi, Bechteli, MIT ja Dominion Energyga.

Jaamas konstrueerimiseks ja ehitamiseks kasutatav tehnoloogia on ennast tõestanud juba valmis ehitatud tuumajaamades ja muudes tehnilistes ehitustes. Suurim tehniline läbimurre on selles, et on suudetud konstruktsiooniga vältida suure jahutusvee kao õnnetuse (LOCA) toimumise võimalikkust. Tänu sellele on võimalik ehitada oluliselt kompaktsemat reaktorihoonet ning rakendada passiivseid ohutusmeetodeid aktiivsete asemel. Võrreldes suure venna ESBWRiga on BWRX- $300$ ehitamiseks tarvis ligi poole vähem ehitusmahtu ja betooni MW võimsuse kohta.

Reaktoril puuduvad ringluspumbad ja on loodud isoleeritud lagunemissoojuse eraldamise süsteem, mis suudab reaktorit jahutada ilma inimeste sekkumiseta ja välise energiata passiivselt seitsme päeva jooksul. Pärast seda peab lagunemissoojuse isolaatorkondensaatorisse lisama vett, mida saab teha ilma rektorihoonesse sisenemata, kasutades ükskõik millist pumpa (kaasaskantav, tuletõrjeautol).

BWRX- $300$ tuumajaama läbilõige. Allikas: GE Hitachi

Reaktor ja muud kasutatavad seadmed on standardsed ning neid saab valmistada ükskõik millises vastavas tehases üle maailma ning transportida valmis moodulitena ehitusplatsile, kus saab neid lihtsalt kokku monteerida.

Ehitustehnoloogiaid on katsetatud ning need on ennast õigustanud Jaapanis juba töötavate ABWR-reaktorite ehitamisel. Näiteks kasutatakse auru tootmiseks GE auruturbiini STF-D $650$ , mida on tarnitud juba ligikaudu $100$ ühikut üle maailma. Elektri tootmiseks kasutatakse aga TOPAIR-i õhkjahutusega generaatorit, mida leidub maailmas ligemale $4000$ .

BWRX- $300$ reaktor on hinnanguliselt ainult $10\%$ suure kaasaegse tuumaelektrijaama suurusest ja ehituskeerukusest. Reaktori ehitamiseks kulub hinnanguliselt $60\%$ vähem kapitali kui muude kaasaegsete kergveereaktorite ehitamiseks, mis on saavutatud suuruse ja süsteemide keerukuse vähendamisega. Tänu vähema arvu süsteemide olemasolule, mida on vaja hooldada, vähenevad hoolduskulud ning vajaliku personali hulk.

Jaama maksumuseks loodetakse saada $2000–2500\, \mathrm{USD/kW}$ N-inda ehitatud reaktori korral. Kogu elutsükli maksumus ehk siis elektri hind suudaks konkureerida maagaasi põletavas kombielektrijaamas toodetud elektri hinnaga.

BWRX- $300$ on arendatud nii paindlikuks elektri tootmiseks (võimsust on võimalik reguleerida $50\%$ ja $100\%$ vahel) kui ka kaugkütte ja tööstusauru tootmiseks.

USNC MMR (Micro Modular Reactor) on mikroreaktor termilise võimsusega $15\, \mathrm{MW}$ ja elektrilise võimsusega $5\, \mathrm{MW}$ . Tehnoloogia tugineb kõrgtemperatuursete gaasjahutusega reaktorite kasutuskogemusel USA-s, Hiinas, Jaapanis ja Saksamaal. Hetkel taotleb USNC litsentsi nii USA-s kui ka Kanadas. Tänaste plaanide kohaselt saadakse litsents Kanadas aastal 2023, et alustada elektri tootmisega aastal 2025. MMR on gaasjahutusega reaktor, milles soojuskandjaks on heelium.

Ultra Safe Nuclear Corporationi MMR. Allikas: USNC

Heelium on inertne gaas, kiirgusele läbipaistmatu ehk ei muutu kiirgusväljas radioaktiivseks ega lähe keema. Samuti ei reageeri heelium keemiliselt ei kütuse ega struktuurielementidega. Heeliumgaasi rõhku on lihtne mõõta ja kontrollida. Läbides reaktori tuuma, soojeneb heelium $630\, ^{\circ}\mathrm{C}$ -ni ja liigub soojusvahetisse, kus annab soojuse üle sulasoolakontuurile. Sulasoolakontuuri ja sellega ühendatud mahuti kasutamine võimaldab reaktorit töötada pidevalt täisvõimsusel ja kasutada soojust siis, kui vaja, ja selleks, milleks vaja. Toodetud auru temperatuuriga $540\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja rõhuga $140$ baari on võimalik kasutada standardsetes auruturbiinides. Maksimaalselt on võimalik saavutada energia tootmise kasuteguriks $42\%$ .

MMR kasutab nn TRISO (TRI-structural ISOtropic) osakestel põhinevat kütust. TRISO osakesed on väikesed, umbes $1\, \mathrm{mm}$ läbimõõduga kuulikesed, mille keskel on tuumkütus (tüüpiliselt segu uraanist, hapnikust ja teatud juhtudel ka süsinikust). Selle ümber on kolm kuumuse, kiirguse ja mehaaniliste vigastuste kindlat keraamilist kihti. TRISO kütus arendati välja juba 1960-ndatel USA-s ja Suurbritannias just kõrgtemperatuursete gaasjahutusega reaktorite jaoks. 2000. aastate alguse arenduste käigus USA-s parandati TRISO kütuse kiirgusvastupidavust ja tootmistehnoloogiaid veelgi. Töö tulemusena saavutati ligikaudu $3$ korda pikem eluiga reaktoris võrreldes tavapäraste kütustega.

USNC innovatsioon seisneb TRISO osakeste paigutamises vastupidavasse silikoonkarbiidist keraamilisse silindri kujuga pelletisse, mida kutsutakse FCM (Fully Ceramic Micro-encapsulated) kütuseks. FCM-kütused taluvad probleemideta temperatuure üle $2000\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Need tavalises tuumkütuses kasutatavaid pelleteid meenutavad pelletid pannakse grafiitplokkides olevatesse torudesse. Grafiit toimib neutronite aeglustina, tuumkütuse hoidjana ning lisaks kütusekanalitele on neis ka jahutusgaasi kanalid, mida mööda heelium tõustes soojeneb. Reaktorituum koosneb sadadest grafiidiplokkidest, kuhu mahub mõne tonni jagu kütust.

USNC MMR-tuumajaama visioon võrgust eraldatud piirkonnas. Allikas: USNC

MMR-i kütuse ja tuuma ehitus. Allikas: USNC

Oma madala võimsuse ja väga õnnetuskindla kütuse tõttu on MMR-reaktor nn „jaluta-ära-ohutu”, mis tähendab seda, et õnnetuse korral võib reaktori tuum küll väga kuumaks minna, kuid sulama ega muul moel lagunema ei hakka – passiivne soojuskiirgus väliskeskkonda on piisavalt tugev. Kütuse piisavalt suure ohutusmarginaali ehk temperatuurivaru tõttu ei ole lõhustumisproduktide lekkimine kütusest võimalik. Nagu igal tänapäevasel reaktoril, on ka MMR-il negatiivne temperatuurikoefitsient ehk temperatuuri tõustes tuumareaktsioon aeglustub või peatub täielikult. Sestap ei vaja MMR-süsteem aktiivseid süsteeme ei tavarežiimis töötades ega mis tahes õnnetuse stsenaariumi korral. Kirjeldatud olemuslike ohutusnäitajate tõttu ulatub MMR-i ümbritsev kaitsetsoon $50$ meetri (reaktorist) või $20$ meetri (reaktorihoone seinast) kaugusele. Reaktori, gaasisüsteemi ja konventsionaalse turbiin-generaator-lahenduse puhul vajab MMR-jaam maalappi suurusega $100 \times 200$ meetrit.

MMR-reaktoriga tuumajaamas eristatakse energia tootmise ja rakenduste osa. Esimeses toimub energia tootmine tuumareaktsioonidest, seal hoitakse kütust ja seal asub kogu vajalik varustus soojuse tarnimiseks rakenduste osasse. Rakenduste osas paiknevad sõltuvalt projekti otstarbest seadmed elektri, kaugkütte, tööstussoojuse ja/või vesiniku tootmiseks. MMR-reaktorit on kõige otstarbekam kasutada järgmisel kolmel moel:

Kombineeritud elektri ja soojuse tootmine võrgust eraldatud piirkondades. Seda varianti kaalutakse kõige enam näiteks eraldatud Põhja-Kanada asumitesse.
Kombineeritud elektri, soojuse ja tööstusauru tootmine ühe kindla tööstuskliendi jaoks.
Kombineeritud elektri ja vesiniku tootmine. Kõrge temperatuuriga soojusallikas muudab vesiniku tootmise elektrolüüsi teel oluliselt tõhusamaks.

Tuumajaama avarii erineb tavalise soojuselektrijaama avariist selle poolest, et halvimal juhul võib kaasneda radioaktiivsete ainete sattumine väliskeskkonda. Reaktoris on nii pika kui ka lühikese poolestusperioodiga lõhustumissaadusi, mistõttu käsitletakse kasutatud tuumkütust vastavalt. Avariide puhul on tähtis radioaktiivsete ainete hulk reaktoris, nende keemiline püsivus ja võime tungida läbi tehnopiirete.

Tuumareaktori kütuse sulamiseni on jõudnud 1979. aasta Three Mile Islandi, 1986. aasta Tšornobõli ja 2011. aasta Fukushima avariid. Suuremahuline kogus radioaktiivset saastet pääses keskkonda vaid Tšornobõlis. Tuumareaktorites on üks raskemaid avariisid reaktorit ja aurusüsteeme ühendava torustiku purunemine. Kõrgel temperatuuril ja rõhul olev jahutusvedelik, milleks on tüüpiliselt vesi, pääseb kinnisest süsteemist välja, aurustub ning täidab kaitsekesta. Kui avariisüsteemid, mille ülesanne on temperatuuri ja rõhku alandada, kohe ei rakendu, võib tekkida kaitsekesta soojusliku ja mehaanilise purunemise oht. Samuti võib avariijahutussüsteemide puudumisel kütusevarraste katete temperatuur tõusta üle $1100–1200\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja kütusevarraste katetes kasutatav tsirkoonium hakkab reageerima veeauruga ning tekib vesinik, mis süttib ja võib ka plahvatada.

Samal ajal on sellised kindlasti ühed karmimate võimalike tagajärgedega avariid väga hästi uuritud ning jaama konstrueerimisel arvesse võetud. Esiteks on selliste situatsioonide tekkimine viidud miinimumini, teiseks on selliste olukordade tekkimisel kaitsesüsteemides kasutusele võetud passiivseid mehhanisme. Näiteks on kõik reaktorid, peale Tšornobõlis kasutatud RBMK, varustatud kaitsekestaga, mis on projekteeritud vastu pidama $4–5$ -baarisele ülerõhule vältimaks radioaktiivsete materjalide keskkonda paiskumist. Sellised kaitsekestad (ja muud tehnoloogilised parandused) lisati pärast Tšornobõli õnnetust ka RBMK-dele ja $10–15$ seda tüüpi reaktorit on tõsiste õnnetusteta töötanud juba üle $30$ aasta.

Sarnaselt teiste võrreldavate tööstusharudega sõltub tuumaenergia ohutus intelligentsest planeerimisest, nõuetekohasest projekteerimisest koos konservatiivsete varutegurite ja tagavarasüsteemidega, kvaliteetsetest komponentidest ning hästi arendatud ohutuskultuurist opereerimisel.

Regulatsioon

Ülemaailmselt on tähtsaimaks tuumaenergeetikat reguleerivaks organisatsiooniks Rahvusvaheline Aatomienergia Agentuur (IAEA). $81$ riiki kiitis IAEA põhikirja ühehäälselt heaks 23. oktoobril 1956 ja nüüdseks on agentuuri liikmesriikide arv tõusnud $171$ -ni (Eesti nende hulgas). IAEA II artikkel sätestab agentuuri eesmärgid, milleks on „püüda kiirendada ja laiendada aatomienergia panust rahu, tervise ja heaolu edendamiseks kogu maailmas” ning tagada nii palju kui võimalik, et selle pakutavat abi ei kasutataks mis tahes sõjaliste eesmärkide täideviimiseks.

ÜRO ja IAEA allkirjastasid koostöölepingu 1957. aastal. See leping kindlustas IAEA-le autonoomia oma ülesannete täitmiseks tuumaenergia rahvusvahelise rahumeelse kasutamise vallas ning IAEA annab igal aastal aru oma tegevusest ÜRO Peaassambleele.

Liikmed kohustuvad IAEA-le andma juurdepääsu:

tuumaenergia alasele teabele, sealhulgas ka teaduslikule teabele
tuumsetele materjalidele, näiteks lõhustuvad spetsiaalsed materjalid, lähtematerjalid ja muud
tuumaenergiaga seotud teenustele, seadmetele ja rajatistele.

IAEA toetab liikmesriike tuumaenergeetika uurimistöö, kasutuselevõtu ja arendamise vallas. Samuti pakub organisatsioon praktilist tuge juba kasutusel olevatele tuumaprojektidele läbi vajalike materjalide, teenuste, varustuse ning rajatiste rahastamise ja tarnimise tagamisega.

IAEA kohaldab kaitsemeetmeid kõigi tuumaprojektide ja muude meetmete suhtes, mida liikmesriik peab IAEA kaitse alla võtma. IAEA-l on iga liikme territooriumil õigus- ja teovõime ning privileegid ja immuniteedid, mis on vajalikud tema volituste teostamiseks. Need privileegid ja immuniteedid tagatakse tavaliselt IAEA ja liikmesriigi vahelise lepinguga.

IAEA peamised rollid on tänapäeval:

Kaitsemeetmed ja turvalisus: IAEA volitused kaitsemeetmete osas tulenevad tema põhikirjast, tuumarelva leviku tõkestamise lepingust ja riikidega sõlmitud kahepoolsetest kaitsemeetmete lepingutest.
Rahvusvaheliste tuumainstrumentide hoidja: IAEA on selle egiidi all välja töötatud lepingute hoidja.
Ohutusstandardite väljatöötamine ja avaldamine: IAEA koostab rajatistele ja tegevustele kolme tüüpi juhendeid – ohutuse põhialused, üldised ohutusnõuded ja üldised ohutusjuhendid. IAEA avaldab ka konkreetsete ohutusnõuete ja ohutusjuhendite komplekti, mis on kohandatud teatavatele rajatistele ja tegevustele. Need dokumendid ei ole liikmesriikidele siduvad, kuid nad püüavad juurutada rahvusvahelisi parimaid tavasid ja on seetõttu väga mõjukad. Need dokumendid on eriti kasulikud tärkava turumajandusega riikidele ja võivad sisaldada miinimumstandardeid, mille alusel tuleb välja töötada riiklikud eeskirjad, koodeksid ja standardid.
Tehniline abi uutele tuumariikidele: IAEA pakub üldist tuge ja konkreetseid tehnilise abi projekte uutele tuumariikidele, et aidata arendada tuumaenergia infrastruktuuri tuumaenergia kasutuselevõtu ettevalmistamisel.
Läbivaatamine ja hindamine: IAEA korraldab mitmesuguseid ülevaatus- ja hindamisteenuseid, sealhulgas viib konkreetsetel eesmärkidel eri riikides läbi eri missioone. Näiteks võib IAEA läbi viia tuumaenergia infrastruktuuri integreeritud ülevaatemissiooni, et hinnata riigi tuumaenergia programmi edenemist ja valmisolekut tuumaelektrijaama ehitamiseks.
Haridus ja koolitus: IAEA korraldab ka oma liikmesriikide, eriti tärkava tuumaenergiaga riikide inimressursside arendamise alast koolitust.

Lisaks IAEA-le tegutseb OECD all Tuumaenergia Agentuur (Nuclear Energy Agency – NEA). NEA praegune liikmeskond on $33$ riiki, kusjuures Eesti pole NEA liige. Euroopa Tuumaenergia Agentuur (NEA eelkäija) loodi algselt 1958. aastal ja selle nime muudeti 1972. aastal, et kajastada Euroopa-väliste liikmete, näiteks samal aastal ühinenud Jaapani liikmelisust.

NEA eesmärk on sätestatud põhikirja I artiklis:

„Võttes nõuetekohaselt arvesse avalikke huve ja pidades silmas tuumarelva leviku tõkestamise vajadust, on agentuuri eesmärk edendada tuumaenergia tootmise ja kasutamise arendamist, sealhulgas ioniseeriva kiirguse kasutamist rahumeelseks osalevate riikide eesmärkide saavutamiseks nende riikide vahelise koostöö ja riiklikul tasandil võetud meetmete ühtlustamise kaudu.”

NEA tegeleb järgmiste tegevustega:

tehniliste ja majanduslike uuringute edendamine ning tuumaenergia valdkonna teadus- ja tööstusprogrammide ning projektide alaste konsultatsioonide pidamine
tuumaenergia tootmise ja kasutamise alase koostöö edendamiseks liikmete ühisettevõtete loomise edendamine
tuumarelva leviku tõkestamiseks kõigi ühisettevõtete turvakontrolli kehtestamine ja rakendamine ning materjalide, seadmete ja teenuste pakkumine
osalevates riikides rahumeelsetel eesmärkidel tuumaenergia tootmise ja kasutamise uurimise arendamine, sealhulgas teadusrajatiste ühist kasutamist käsitlevate kokkulepete edendamine ning teadusliku ja tehnilise teabe vahetamine.

Tuumaenergia tootmise ohutus Euroopa Liidus on tuumaelektrijaamade käitajate põhivastutus, mida kontrollivad sõltumatud riiklikud reguleerivad asutused. Euroopa tasandil pakub riiklikele regulaatoritele tuge Euroopa tuumaohutuse regulaatorite töörühm (ENSREG). ENSREG on sõltumatu ekspertide nõuanderühm, mis loodi 2007. aastal Euroopa Komisjoni otsusega. See koosneb riiklike tuumaohutuse ja kiirguskaitse asutuste kõrgetest ametnikest, vastava pädevusega teenistujatest kõigist Euroopa Liidu liikmesriikidest ja Euroopa Komisjoni esindajatest.

ENSREG-i ülesanne on luua ühiseid arusaamu tuumaohutuse ja radioaktiivsete jäätmete käitlemise valdkonnas Euroopas ning toetada nende valdkondade järjepidevat arengut.

Riiklikult tasandil tegelevad tuumaenergia reguleerimisega riiklikud agentuurid, kelle põhieesmärk on tagada elanike tervis ja ohutus. Riikliku regulaatori ülesanded hõlmavad reaktori ohutuse ja turvalisuse järelevalvet, reaktori litsentseerimist, radioaktiivsete materjalide litsentseerimist, radionukliidide ohutust ning kasutatud tuumkütuse ladustamise, turvalisuse, ringlussevõtu ja lõppladustamise korraldamist.

Tuumaregulaator seab tingimused ja piirväärtused, mida tuleb järgida jaama opereerimisel; kontrollib ohutust tagavate seadmete kvaliteedi tagamise programme ning seab piiranguid erineva klassiga tuumajäätmete jaamas hoidmise kogustele. Regulaator määrab ka, millised ametikohad on vajalikud, et tagada jaama turvalisus, kinnitab nende tööjuhendid ja määrab, kui sagedasti peab protseduure ja tingimusi hindama, et oleks tagatud ohutus. Samuti viib regulaator läbi personali koolitustele seatud nõuete vastavuse kontrolli ja hindab nii jaamasiseseid kui ka -väliseid hädaolukorras käitumise plaane. Tuumaregulaator töötab välja uusi seadusi ja määrusi parlamendi ja valitsuse jaoks ning jälgib rahvusvaheliste lepingute täitmist. Regulaatoril on õigus tõsiste turvaalaste rikkumiste korral nõuda reaktori kohest seiskamist.

Tuumaohutuse hindamine

Laias laastus võib tuumaohutusega seonduvad analüüsimeetodid jagada kaheks: deterministlikuks ja tõenäosuslikuks. Üha enam rakendatakse neid lähenemisi samaaegselt nn integreeritud deterministlik-tõenäosusliku ohutusanalüüsi näol.

Deterministliku ohutusanalüüsi läbiviimisel simuleeritakse arvutuslikult jaamas toimivaid füüsikalisi protsesse ja hinnatakse erinevate parameetrite (nt rõhk, temperatuur, voolu hulk) vastavust planeeritule. Seega on deterministlik ohutusanalüüs eriti oluline alles kavandamisjärgus olevate tuumaelektrijaamade ohutuse demonstreerimisel ja nende tehnoloogiate arendamisel. Deterministliku ohutusanalüüsi eesmärk on kinnitada, et ohutusfunktsioone saab täita ja vajalikud struktuurid, süsteemid ja komponendid koos operaatori tegevusega on tõhusad radioaktiivse materjali lekete hoidmiseks lubatud piirides. Deterministlik ohutusanalüüs, millele on lisatud täiendav konkreetne teave (sealhulgas tõenäosuslik ohutusanalüüs), on ette nähtud näitama, et radioaktiivsete elementide hulk ja jaama erinevate seisundite võimalikud radioloogilised tagajärjed on vastuvõetavad. Samuti peab deterministlik ohutusanalüüs tõendama, et tingimusi, mis võivad põhjustada varajast või suurt radioaktiivsete materjalide keskkonda sattumist, võib pidada „praktiliselt elimineerituks”.

Tõenäosuslik ohutusanalüüs hindab eri ohustsenaariumide tõenäosuslikkust, kombineerides konkreetse jaama mis tahes seisundiks vajalike sündmuste tekke ja komponentide rikke tõenäosusi. Teades erinevate avariiseisundite tagajärgi, saab tõenäosusliku ohutusanalüüsi siduda riskianalüüsiga. Sellisest tõenäosuslikust riskianalüüsist tekivadki tihti mainitud tuumakahjustuse tõenäosus (ingl Core Damage Frequency ehk CDF) ja kaitseanuma kahjustumise tõenäosus (ingl Containment Failure Frequnecy ehk CFF).

Aastal 2003 Euroopa reaktorite kohta korraldatud uuring näitas, et tüüpiline tuumakahjustuse tõenäosus on $5 \times 10^{-5}$ reaktori kohta aastas ehk üks tuumakahjustuse intsident $20 000$ aasta jooksul. 2008. aastal leidis Elektritööstuse uurimistinstituut, et USA-s on sama näitaja kord $50 000$ aasta jooksul ehk $2 \times 10^{-5}$ . Need arvud kehtivad siis täna toimivate peamiselt II põlvkonna reaktorite kohta. III/III+ reaktorite arendamisega on tuumakahjustuse tõenäosus viidud veelgi madalamale. Näiteks Soome Olkiluoto tuumajaama ehitatava kolmanda reaktori vastav näitaja on on $6,1 \times 10^{-7}$ ehk üks intsident $1,63$ miljoni aasta jooksul. Võiks öelda, et „praktiliselt elimineeritud“.

Tuumajaamade (ja ka teiste elektrijaamade, sildade, muude suurehitiste) arendamise eripära on see, et täismõõtmetes katseid ei ole praktiliselt võimalik teha. Seetõttu tuginetakse täielike süsteemide arendamisel mudelarvutustele, mida valideeritakse detailselt erinevate protsesside ja/või komponentide eksperimentaalsete katsete põhjal.

Reaktori ohutuse hindamisel läheb vaja nii materjalitehnoloogia, reaktorikeemia, reaktoridünaamika kui ka vooludünaamika valdkonna teadmisi.

Tuumajaamades on kasutusel sügavkaitse (ingl defense-in-depth) konseptsioon, et optimeerida tuumaohutust, ja selle raames rakendatakse mitmeid kaitsemeetmeid, et tagada tuumajaama turvalisus. Kontseptsioon pärineb iidsest militaarfilosoofiast, mis eeldab mitmekihilisi kaitsesüsteeme.

Sügavkaitse rakendamise tuumaenergeetikas töötas välja IAEA alla kuuluv Rahvusvaheline Tuumaohutuse Grupp (INSAG) ning sellel tuginevad kõige kõrgema taseme tuumaregulatsioonid.

Sügavkaitse kontseptsioon, mis on praegu kasutusel, koosneb viiest järjestikusest üksteisest sõltumatust kaitsetasemest.

No data

Sügavkaitse tasemed, eesmärgid ja vahendid

Esmane kaitsetase on vältida jaama töö normidest kõrvalekaldumist ja rikkeid läbi konservatiivsete projekteerimisnormide ja kõrgkvaliteetse ehitamise ja opereerimise. Teine kaitsetase on jaama töö normidest kõrvalekallete kontrollimine ja rikete tuvastamine, mis saavutatakse kontroll-, piiravate ja kaitsesüsteemide ning muude järelevalvesüsteemidega. Kolmas kaitsetase on projekteerimisel arvesse võetud (Design basis) õnnetustega tegelemine, kasutades selleks projekteeritud ja ehitatud süsteeme ning jälgides välja töötatud protseduure. Neljas tase on raskete õnnetustega tegelemine jaamasiseselt vältimaks õnnetuse suurenemist ja tagajärgede levimist, kasutades lisameetmeid ja selleks ette nähtud protseduure. Viies tase rakendub siis, kui õnnetuse tõttu levib suures koguses radioaktiivset materjali jaamast välja, ning selleks kasutatakse juba jaamavälist sekkumist.

Süvakaitse on näiteks ka mitmekihiline erinevate turvasüsteemide samaaegne kasutamine tagamaks vajalikke kaitsefunktsioone. Näiteks on tavapärastes vesireaktorites esimeseks kaitsekihiks hermeetilised kütusevardad, mis takistavad radioaktiivsete tuumalõhustumissaaduste (millest $12–14\%$ on gaasid) sattumist soojuskandjasse. Kütusevarras peab püsima hermeetilisena reaktori $3–5$ -aastase töö vältel, järgneva märja ja kuiva vaheladustamise ning lõppladestamise ajal. Järgmise kihi moodustavad massiivsete terasseintega reaktorikorpus ja kogu esimese kontuuri jahutustorustik. Neid süsteeme jälgitakse pidevalt, näiteks mõõtes soojuskandja radioaktiivsust, et tuvastada võimalikke kütusevarraste purunemisi, mida aeg-ajalt esineb, kuid mis jaama käidule, rääkimata väliskeskkonnast, märkimisväärset ohtu ei kujuta. Reaktorit ümbritseb veel betoonist ja veesärgist moodustuv nn bioloogiline kest, mis kaitseb reaktorist lähtuva gamma- ja neutronkiirguse eest. Kihtide ehitus ja suurused on valitud nii, e igasugune kiirgus neis hajuks ja neelduks. Viimaseks kihiks on tugevast betoonist hermeetiline kaitsekest, kindlustades võimaliku avarii korral radioaktiivse saaste püsimise kaitsekesta sees. Viimasel ajal on kaitsekestad veel projekteeritud vastu pidama lennuki või muu raske kehaga kokkupõrgete vastu, tehes nad näiteks mitmekihilised.

Ohutuskultuur osutab sellele, kuidas organisatsioon tähtsustab ja väärtustab ohutust. Seda kujundavad kõigi töötajate ühised hoiakud, normid, uskumused ja väärtused.

Iga rahvusvahelise tuumatööstuses tegutseva organisatsiooni töökultuuri keskmes peavad olema ohutus ja turvalisus. Inimesed neis organisatsioonides peavad selgelt teadma, millised riskid seonduvad kontrolli kaotamisega tuumareaktori üle ja et vaid nõuete täpne järgimine võimaldab tuumaenergeetika suurt kasu ühiskonnale. Ohutuskultuuri üheks esmaseks oluliseks elemendiks on strateegiliste plaanide ja tegevuskavade olemasolu, mis integreerib ohutuse organisatsiooni kõigisse tegevustesse. Seda nii lühiajaliste, keskmise kestusega kui ka pikaajaliste eesmärkide püstitamisel, mille täitmist kogu aeg jälgitakse ja hinnatakse. Mõistmaks, et ohutus on väga tähtis, toimub protsesside ja tulemuste pidev ja avatud selgitamine kõigile töötajatele. Individuaalne vastutus ohutuse eest, küsiv suhtumine, vastutus otsuste tegemisel, tõhus suhtlus ja usaldus on kõik tervisliku ohutuskultuuri näitajad.

Rahvusvaheline tuumaintsidentide skaala. Allikas: Joonas Spoon, Wikipedia

Järjepidevalt toimub organisatsiooni ja tehnoloogia riskianalüüs. Näiteks kasutatakse riskide maandamise infosüsteeme, et jälgida ja analüüsida tehnika ja inimeste käitumist, et oleks võimalik leida nõrku kohti ning neid parandada. Jooksvalt toimuvad kõrgel tasemel koolitused ning praktilised harjutused. Organisatsioonis peavad kõik, alates lihttöölisest kuni juhtideni välja, tegelema pidevalt ohutustemaatikaga kultiveerimaks arusaama, et majanduslik kasu ning terve organisatsiooni ja laiemalt ühiskonna heaolu on tagatud vaid siis, kui jaamad töötavad probleemideta.

Üheks viisiks, kuidas tuumaenergiaga seotud organisatsioonid ja ettevõtted saavad panustada ohutuma tuumakäidu tulevikku, on läbipaistev ja enesekriitiline õnnetuste ja juhtumite hindamine ja kommunikeerimine. Rahvusvaheline tuuma- ja radioloogiliste sündmuste skaala (INES) on vahend tuuma- ja radioloogiliste sündmuste ohutuse olulisuse avalikkusele selgitamiseks.

Skaalat saab rakendada sündmuste jaoks, mis leiavad aset erinevates rajatistes (nt tuumaelektrijaamad, kütusetsükli rajatised, uurimisreaktorid ja kiirendid ning radioaktiivsete jäätmetega seotud rajatised) ja on seotud paljude tegevustega. Samuti võib anda hinnangu radioaktiivsete materjalide veo ajal toimuvate sündmuste ning radioaktiivsete kiirgusallikate või transpordipakendite valesti paigutamise, kadumise, varguse või avastamise korral toimuvate sündmuste kohta. INES-skaalat kasutatakse vabatahtlikkuse alusel. Iga liikmesriik otsustab, kas, millal ja kuidas edastada sündmuse ohutuse olulisust, sealhulgas mis INES-i tasandil.

INES-skaalal eristatakse intsidente ehk juhtumeid (tase $1$ kuni tase $3$ ) ja õnnetusi (tase $4$ kuni tase $7$ ). Skaala on logaritmiline (sarnaselt maavärinate magnituutide hindamise skaalaga). Kõige kõrgema, $7$ . taseme õnnetusi, s.t õnnetusi, millel on laiaulatuslik mõju inimestele ja keskkonnale, on siiani registreeritud vaid kaks: Tšornobõl ja Fukushima. Siiski tuleb lisada, et Tšornobõli õnnetuse mõju nii keskkonnale kui ka inimestele oli oluliselt suurem kui Fukushimas, kus keskkonda paiskus kümme korda vähem radioaktiivseid aineid.

Ohutussüsteemide arengusuunad

Olemuslik turvalisus (inherent safety) ja konstruktsioonist tulenev turvalisus (safety-by-design) on tuumajaamade projekteerimisel ja ehitamisel kaks väga tähtsat terminit. Olemuslik turvalisus tähendab seda, et reaktoril on mingi omadus, mis välistab teatud tüüpi õnnetuse. Näiteks sulasoolareaktorites, kus kütus ringleb primaarahelas vedelal kujul, ei ole võimalik toimuda reaktorituuma sulamist. Vedelmetalljahutusega reaktorid aga ei ole rõhu all, elimineerides seega purunemised liigsuure surve tõttu. Konstruktsioonist tulenev turvalisus tähendab seda, et reaktorile on lisatud mingi teadlikult konstrueeritud lahendus (süsteem), mis tekitab sarnase efekti. Üheks näiteks on reaktori asetamine suurde basseini, mis välistab selle, et reaktoril kaob lühiajaliselt jahutus. Neid kaht turvalisuse liiki üritatakse tänapäeva reaktorite projekteerimisel ja ehitamisel tekitada.

Tuumareaktorite tavatöörežiimid ja ka ohutussüsteemid on läbi aastate põhinenud aktiivsetel süsteemidel ehk süsteemidel, mis vajavad käivitumiseks ja toimimiseks kas elektrit või inimese sekkumist/tegutsemist. Näiteks võib tuua jääksoojuse eemaldamise süsteemid, mille käivitumiseks on vaja mootoriga avatavaid ventiile ja pumpasid. Aktiivsed süsteemid on haavatavad nn samapõhjusliku vea korral (ingl common cause failure või CCF) ehk olukorras, kus näiteks maavärina tulemusena väline toiteallikas, mis käitab mitut süsteemi, lakkab toimimast. Aja jooksul aset leidnud vähesed tuumaõnnetused on aga näidanud, et probleemide põhjustajaks ongi just eelkõige kas inimene või mingi projekteeritud aktiivse kaitsesüsteemi mittetoimimine või väärtoimimine.

Seetõttu on iga järgmise intsidendi valguses suunatud reaktorite arendamises rõhk peamiselt passiivsete ehk sekkumist mittevajavate süsteemide arendamisele ja kasutuselevõtule. Seda siis nii tavatöörežiimis kui ka õnnetuste vältimisel ja nende lahendamisel.

Passiivsete ohutussüsteemide tööle hakkamiseks ja töötamiseks on vajalik ainult füüsikaseaduste toimimine ning seega on need oluliselt vähem ohustatud välistest mõjuritest. Tänapäeval ehitatavates tuumajaamades kasutatakse tüüpiliselt mõlemat tüüpi, nii aktiivseid kui ka passiivseid süsteeme, kusjuures passiivsete süsteemide osakaal on pidevalt tõusmas nii tavatöörežiimis kui ka õnnetustega toime tulemisel.

Näidetena passiivsetest süsteemidest võib tuua:

Reaktori surveanum ja kaitsekest. Kõik kaasaegsed reaktorid asuvad hoonetes (kaitsekuplid), mis suudavad vastu pidada lennukiga kokkupõrkele. Kui reaktor paigutada maa alla, väheneb võimalike väliste tegurite mõju veelgi.
Rõhu all olevad veemahutid reaktorisüdamiku jahutamiseks. Sellised avariijahutuseks ettenähtud veemahutid on ka praegustes elektrijaamades, kuid süsteemi toimimiseks tuleb operaatoril käivitada spetsiaalsed pumbad, et viia vesi reaktorisüdamikku. Alternatiivse passiivse süsteemina kasutatakse kõrgrõhulist mahutit, mis on $75\%$ ulatuses täidetud boorveega (neutronite neelaja) ja ülejäänud osas kokkusurutud inertgaas (nt lämmastik). Tavalolukorras on mahuti reaktori jahutussüsteemist eraldatud suletud ventiiliga. Soojuskandja lekke korral langeb reaktori jahutussüsteemi rõhk ja sellega avaneb ventiil ning boorvesi pääseb reaktorisse ilma operaatori sekkumiseta.
Loomuliku ringlusega tuumasüdamiku jahutamine. Reaktorihoones reaktorist kõrgemal asuvad veemahutid, mis on samuti tavaolukorras reaktori anumast isoleeritud reaktori ventiiliga. Avarii korral (temperatuuri tõus, rõhu tõus) avaneb veemahuti põhjas olev ventiil ja vesi voolab kuuma reaktorisüdamikku. Südamikku jõudes vee temperatuur tõuseb, vesi muutub kergemaks ning liigub vabakonvektsiooni põhimõttel tagasi üles mahutisse, kus antakse soojust ära. Nõnda toimub soojuse ärakanne reaktorisüdamiku ja veemahuti vahel passiivse ringluse toimel. Selline süsteem toimib seni, kuni vesi pole ära aurustunud. Vette lahustatud boor tagab omakorda, et tuumareaktsioonid peatuksid.

Surveveereaktorites kasutatakse jääksoojuse eemaldamiseks passiivset ringlust ka läbi aurugeneraatori. Tuumasüdamikust liigub kõrge rõhu all olev kuum vesi aurugeneraatorisse, milles toimub soojusvahetus madala rõhuga veesärgile, kus tekib veeaur. Tekkinud aur kondenseeritakse omakorda jahutusvee või õhuga. Ka sellised süsteemid ehitatakse nii, et tekib kõrguste vahe kuuma (reaktorisüdamik) ja külma (soojusvaheti) piirkonna vahel, et tekiks loomulik ringlus. Taaskord, pumpasid ei ole tarvis.

Sarnast lähenemist kasutatakse ka reaktori kaitsekestade jahutamisel. Näiteks võib reaktorikesta kohal asetsevast mahutist (passiivsete) kaitseventiilide avanemisel suunata vett kuumale kaitsekestale, kus see aurustub ja liigub üles (nagu leil saunas). Üleval aurustunud vesi annab kondenseerumisel soojuse ära ja ringlus võib jätkuda. Selline reaktorihoones vabalt toimiv jahutus toimib ka passiivse rõhu alandajana, mis on oluline õnnetuse leviku piiramiseks ja raskemate tagajärgede ärahoidmiseks.

Väikeste moodulreaktorite ohutusest

Sõltumata kasutatavast tehnoloogiast aitab uute moodulreaktorite ohutusele kaasa see, et nende võimsus on suurtest reaktoritest väiksem, seega on ka tuumkütuse kogused väiksemad.

Nii eraldub neist reaktori seiskumisel vähem jääksoojust kui suurtel reaktoritel. Raske õnnetuse korral on väiksem ka potentsiaalne tuumasaaste, mis võib reaktorist välja pääseda. Sellest tulenevalt ei vaja väikesed moodulreaktorid enda ümber kümnetes kilomeetrites avariiolukorra planeerimise tsooni (ingl Emergency Planning Zone ehk EPR) nagu tüüpilised suured reaktorid. Väikereaktorite kaitsevöönd piirneb tehase ümber ehitatud aiaga. Selles tsoonis on avariiolukorda sattudes ette planeeritud evakuatsiooni läbiviimine, varjumine ja joodi kasutamine. Samas on moodulreaktoreid sageli ühes kohas koos rohkem ning summaarne tuumkütuse kogus läheneb suure reaktori omale. Eeliseks on aga see, et see kütus on mitme reaktori ja korpuse vahel jaotatud ning mitme reaktori samaaegse purunemise tõenäosus on väiksem.

Moodulreaktorites on ohutus kasvanud ka tänu sellele, et vähendatud on igasuguste torustike ja pumpade hulka, millega väheneb jahuti kao (LOCA) õnnetuse ulatus ja tõenäosus. Moodulreaktorid on väikesed, mis teeb need ohutumaks maavärinate korral, sest mass, mis tõugetega kaasa liigub, on väiksem ja seega vähenevad ka inertsjõud, mis võivad reaktorit ja muid süsteeme lõhkuda. Reaktorite ja muude seadmete väiksemate mõõtmete korral väheneb ka ohutuse tagamiseks vajalik seinapaksus ning neid on lihtsam valmistada.

Tuumajaama avarii eripära

Tuumajaama avarii erineb tavalise soojuselektrijaama avariist sel viisil, et sellega võib kaasneda radioaktiivsete ainete väljapaiskumine. Nii pika kui ka lühikese poolestusperioodiga lõhustumissaadusi tuleb hoida ohutult. Tähtis on nende tekkimise kogus, keemiline püsivus, nende võime tungida läbi tehnopiirete. Tuumareaktori kütusesulamisega raske avarii toimus 1979. aastal Three Mile Islandi ja 1986. aastal Tšornobõli tuumajaamas. Ja ainult viimases paiskus välja tähelepanuväärne kogus radioaktiivset saastet.

Jahutussüsteemi avariiks võib olla näiteks surveveereaktori puhul reaktorit ja aurugeneraatorit ühendava torustiku purunemine. Rõhu alanedes kõrgtemperatuurne väljavoolav vesi aurustub ja täidab kaitsekesta. Tekib kaitsekesta soojusliku ja mehaanilise purunemise oht. Kui avariijahutus kohe ei rakendu, võib kütusevarraste katete temperatuur tõusta üle $1100–1200\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja kütusevarraste katetes kasutatav tsirkoonium hakkab reageerima veeauruga ning tekib vesinik, mis süttib ja võib ka plahvatada.

Jaama konstruktsioon väldib selliste avariide võimaluse, kuid reaktorit ümbritsev $4–5$ -baarisele rõhule vastupidav kaitsekest väldib radioaktiivsete materjalide ümbruskonda paiskumist.

Maksimaalse ohutuse saavutamiseks kasutatakse „sügavuti kaitse” süsteemi, kus mitmed turvasüsteemid täiendavad reaktori loomulikke kaitsemeetmeid. Esimeseks barjääriks tavapärastes vesiaeglusti ja -soojuskandjaga reaktorites on hermeetilised kütusevardad, mis takistavad radioaktiivsete tuumalõhustumissaaduste (millest $12–14\%$ on gaasid) sattumist soojuskandjasse. Kütusevarras peab püsima hermeetilisena reaktori $3–5$ -aastase töö vältel, järgneva hoidmise ajal jahutusbasseinis ja transportimisel hoiukohale. Teise barjääri moodustavad massiivsete terasseintega reaktorikorpus ja kogu esimese kontuuri jahutustorustik.

Neid barjääre jälgitakse pidevalt, näiteks mõõtes soojuskandja radioaktiivsust, et kontrollida kütusevarraste katete seisukorda.

Reaktorit ümbritsevad betoonist kaitsekest ja veesärk – bioloogiline kaitse, mis kaitseb reaktorist lähtuva gamma- ja neutronkiirguse eest. Gammakiirgus neeldub betoonis, neutronkiirgus aeglustatakse soojusliku liikumise kiiruseni ja neeldub samuti veesärgis ja betoonis.

Viimaseks, kolmandaks barjääriks, on betoonist kaitsekest, millel on hermeetilisuse tagamiseks sisemine metallvooder, kindlustades võimaliku avarii korral radioaktiivse saaste jäämise kaitsekesta alla. Viimasel ajal on kaitsekestas nähtud ka kaitset võimaliku lennukatastroofi vastu ja see on valmistatud kahekihilisena.

Reaktori ohutuse igal töörežiimil tagab ohutuskontseptsioon, mis hõlmab:

sertifitseeritud seadmete kasutamist
seadmete ja detailide kvaliteedi kontrollimist igas valmimisastmes
reaktori töö pidevat kontrollimist
personali kvalifikatsiooni ning pidevat täiendkoolitust
tehnokaitseseadmed võimaliku avarii kontrollimiseks ja lokaliseerimiseks ning radioaktiivsete saaduste keskkonda sattumise ennetamiseks
ekspluatatsioonikogemuste pidevat analüüsi.

Tuumareaktorite projekteerimisel on arvestatud kõikvõimalike avariiolukordadega, vaatamata sellele, kui ebatõenäolised need ka ei oleks. Selleks on reaktoril mitmesugused ohutussüsteemid, mille funktsiooniks on:

reaktori seiskamine
reaktori jahutamine
radioaktiivsete saaduste leviku tõkestamine
süsteemid kütusevarraste kahjustuste avastamiseks ja sealt radioaktiivse saaste jahutusvette väljumise vältimiseks.

Eristatakse aktiivseid ja passiivseid ohutussüsteeme. Teise põlvkonna reaktorite peamiselt aktiivsed ohutussüsteemid vajavad oma funktsioonide täitmiseks teatavaid (kunstlikke) tingimusi (energiavarustuse ja jahutusvee olemasolu, arvuti või personali tehtavad ümberlülitused jne). Need avarii vältimise ja lokaliseerimise süsteemid on keerukad ja nende töövõime sõltub muude seadmete tööst. Olgu näitena kirjeldatud avarii soojuskandja kaotusega surveveereaktoris, kui puruneb reaktori ja aurugeneraatori vaheline toru ja kaitsekupli all aurustub suur kogus vett. Mahutites oleva boori sisaldava veega jahutamiseks on vaja käivitada pumbad. Suurema avarii korral võib samaaegselt kaduda ka omatarbeelektrivarustus. Selle taastamiseks on vaja käivitada tuumajaamas olevad diiselgeneraatorid. Kuna aga ka selleks kulub teatud aeg, on avariijahutuspumpade toiteks tavaliselt olemas akumulaatorpatareid. Osa reaktori kaitsekesta alla paiskunud kõrgtemperatuursest veest aurustub. Kaitsekest on arvestatud $4–5$ -baarisele rõhule. Rõhu hoidmiseks allpool seda piiri pihustatakse kaitsekesta alla külma vett, võimalik on ka juhtida osa veeauru atmosfääri. Seda tuleb teha enne, kui mõnest ebapiisavalt jahutatud kütusevardast satub kaitsekupli alla radioaktiivseid lõhustumissaadusi. Kõigi nende operatsioonide tegemiseks kulub aega ja on vaja teha terve rida ümberlülitusi. Mitte ühegi inimtegevuse puhul ei saa tagada absoluutset ohutust. Seepärast keskendutakse praegu just passiivsete süsteemide väljaarendamisele.

Passiivne ohutussüsteem, mille toimimiseks ei ole vaja muude seadmete ja süsteemide tööd, põhineb loomulikel füüsikalistel nähtustel, nagu loomulik konvektsioon temperatuuride vahe tõttu, gravitatsioon või rõhkude vahe. Ümberlülitusteks, avarii likvideerimiseks ja lokaliseerimiseks vajalike ventiilide avamiseks kasutatakse suruõhku, rõhkude vahet jne.

Tegelikult on kõigil rõhu- ja keevaveereaktoritel olemas passiivne sisemine ohutusregulaator. Reaktori võimsuse ehk soojuseralduse kasvades vesi paisub, moodustuvad auruga täidetud tühemikud. Aurus neutronite aeglustamine väheneb ja reaktori võimsus langeb (reaktoril on negatiivne reaktiivsuse tühimiktegur).

Reaktoris kasutatavad materjalid töötavad kõrgetel temperatuuridel neutronite, $\gamma$ -kvantide ja lõhustumise tuumakildude kiirgusväljas. Seetõttu ei saa reaktorite ehitamiseks kasutada tihti muude tehnikaharude materjale. Tuleb arvestada materjali kiirgusvastupidavust, keemilist inertsust, neutronite neeldumisristlõiget ja muid omadusi.

Kütusevarraste katetel, aeglustitel (peegelditel) ja südamikus kasutatavatel konstruktsioonimaterjalidel peab olema väike neutronite neelamisristlõige. Neutroneid väheneelavate materjalide kasutamine vähendab vajalikku tuumkütuse kogust ja suurendab uue tuumkütuse tootmist. Samas tuleb kontrollvarraste materjalina (nende arvu vähendamiseks) kasutada just vastupidi suure neelamisvõimega materjale.

Kiired neutronid, $\gamma$ -kvandid ja lõhustumise tuumakillud kahjustavad ainete struktuuri. Tahketes ainetes löövad kiired neutronid aatomeid kristallvõrest välja või nihutavad neid. Seetõttu halvenevad materjali plastsusomadused ja soojusjuhtivus. Keerulised molekulid lagunevad kiirguse mõjul lihtmolekulideks või koostisaatomiteks – näiteks vee lagunemine hapnikuks ja vesinikuks ehk vee radiolüüs.

Materjalide ebapüsivus kiirgusväljas on väiksem kõrgematel temperatuuridel. Aatomite liikuvus on siis nii suur, et märgatavalt suureneb tõenäosus kristallvõrest väljalöödud aatomi tagasipöördumiseks oma kohale või hapniku uuestiühinemiseks vesinikuga veemolekuliks. Seetõttu on radiolüüs energeetilistes mittekeevates reaktorites tühine, kuid võimsatest uurimisreaktoritest eraldub märkimisväärsetes kogustes paukgaasi (vesiniku ja hapniku segu $1 : 2$ ) ja seal on selle põletamiseks eriseadmed.

Soojuskandjaga transporditakse reaktorisüdamikus eralduv soojus kas otse turbiini (otsetsükkel) või vahesoojusvahetisse. Soojuskandjaks võib olla vedelik, kahefaasiline keskkond (vedelik-aur) või gaas. Kasutatavatel soojuskandjatel peavad olema järgmised omadused:

suur erisoojus
head soojusülekandeomadused
neutronite väike neelamine
väike aktiveerumine kiirgusvoos (on tähtis radioaktiivsuse leviku tõttu südamikust väljapoole)
kõrge keemistemperatuur kõrgetel temperatuuridel kasutamiseks
ei tohi põhjustada kütusevarraste katete ja soojusvahetussüsteemi osade korrosiooni
madal hind.

Kõige levinum soojuskandja on vesi. See on odav, väga heade soojusülekandeomadustega, ei korrodeeri kütusevarraste katetena kasutatavaid tsirkooniumisulameid ega reaktori ning torustike materjalidena kasutatavaid ferriit- ja austeniitteraseid. Looduslik vesi sisaldab $0,017\%$ rasket vett, mitmesuguseid lisandeid ja lahustunud gaase. Lisandid ja lahustunud gaasid teevad vee metallide suhtes keemiliselt aktiivseks. Enne vee kasutamist soojuskandjana puhastatakse see lisandeist ja deaereeritakse. Reaktori esimeses kontuuris ringleb radioaktiivne vesi. Vee aktiivsus on tingitud põhiliselt lisandeist, mis lisanduvad vette esimese kontuuri pindade korrosiooniga, aga ka kütusevarraste leketest. Radioaktiivsete ainete kontsentratsiooni vees vähendatakse vee filtreerimisega. Neutronkiirguse toimel tekivad hapnikust radioaktiivsed isotoobid $^{19}\mathrm{O}$ , $^{16}\mathrm{N}$ , mille radioaktiivsus on siiski väike, võrreldes lisandite radioaktiivsusega. Vee radioaktiivsus kaob kiiresti ja jahutussüsteemi võib remontida.

Vee kui soojuskandja puuduseks on madal keemistemperatuur ja suur neutronite neelamisristlõige. Madala keemistemperatuuri tõttu tuleb kasutada kõrget rõhku, neutronite neelamise kompenseerimiseks suurendada kütuse rikastatust.

Vett saab kasutada vedelikuna või lasta sel reaktorisüdamikus keeda ja kasutada auru otse.

Oma keemiliste ja soojusfüüsikaliste omaduste poolest erineb raske vesi tavalisest veest vähe. Kuid neutroneid see praktiliselt ei neela, võimaldades kasutada raskeveeaeglustis kütusena rikastamata uraani. Raske vee puuduseks on selle kõrge hind.

Soojuskandjana võib kasutada ka mõningaid orgaanilisi vedelikke (eelkõige hüdrogeenitud polüfenüüli). Neil on madalam aururõhk kui veel, need ei korrodeeru ega aktiveeru neutronivoos. Samuti transpordivad need südamikust jahutussüsteemi vähem korrosioonisaadusi. Nende puuduseks on raskest veest suurem, kuid siiski tavalisest veest väiksem neutronite neelamine, süttivus ja kalduvus radiokeemilisteks muutusteks. Nende kasutamisel on vaja kalleid puhastusseadmeid ja ka suhteliselt kallist soojuskandjat tuleb aeg-ajalt lisada.

Vedelmetall-soojuskandjatest on kõige rohkem kasutatud naatriumi ja naatrium-kaalium-eutektikumi. Nende eeliseks on väga head soojusülekandeomadused ja kõrge keemistemperatuur. Madalal temperatuuril on need keemiliselt aktiivsed enamiku metallidega, kuid see aktiivsus on seotud lisandi – naatriumoksiidiga. Seetõttu tuleb naatrium oksiididest hoolikalt puhastada, mille järel see temperatuuril $600–900\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ei reageeri molübdeeni, tsirkooniumi, roostevaba terase ja teistega. Vedelmetallide puuduseks on ühtesobimatus vee ja õhuga, suhteliselt suur neutronite neelamine, kõrge sulamistemperatuur ning pikaajaline aktiivsus pärast reaktori seiskamist.

Need puudused ei takista siiski kasutada vedelmetalle kiiretel neutronitel töötavates reaktorites soojuskandjana.

Gaassoojuskandjatena kasutatakse süsihappegaasi ja heeliumi. Võrreldes muude gaasidega on nendel suurem tihedus ja erisoojus. Süsihappegaas on suhteliselt odav, selle korrosiooniaktiivsus sõltub hapnikusisaldusest ja temperatuurist. Kõrgetel temperatuuridel võib see kahjustada kütusevarraste katteid korrosiooniga. Hapnik on süsihappegaasis lisandina, kuid seda moodustub ka kõrgematel temperatuuridel, eriti grafiitaeglusti kasutamisel $\mathrm{CO_2}$ -molekuli lagunemisel $\mathrm{CO}$ -ks ja $\mathrm{O_2}$ -ks.

Süsihappegaasi kasutamine soojuskandjana põhjustab reaktorisüdamiku pumpamisel suuri kulutusi, eriti selle suure võimsustiheduse tõttu.

Heeliumil on vastupidiselt süsihappegaasile kõik head soojusfüüsikalised ja radioloogilised omadused. Heelium on inertgaas ja seda on võimalik kasutada grafiitaeglustiga reaktorites temperatuuridel $1000\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja rohkem, ka nii, et ei toimu reaktsiooni grafiidiga. Kasutades teises kontuuris aurutsüklit, võimaldab see saada mitte üksnes suuri auru algparameetreid, vaid kasutada heeliumi otse gaasiturbiinis. Puuduseks on kõrge hind ja suured käituskulud, kuna heelium on väga lekkiv ning süsteemi hermeetilisuse saavutamiseks tuleb kasutada erimeetmeid. Heeliumis nähakse IV põlvkonna reaktoritele sobivat soojuskandjat.

Peaaegu kõik praegu kasutatavad energiareaktorid töötavad aeglastel ehk soojuslikel neutronitel. Tuumalõhustumisel vabanevate kiirete neutronite energia vähendamiseks ehk aeglustamiseks tuleb kasutada aeglusteid. Efektiivne aeglusti on väikese aatommassi ja suure tihedusega aine. Sellise määratluse järgi oleks parim aeglusti vedel vesinik, mida aga arusaadavatel põhjustel ei ole võimalik kasutada. Soovitatavad aeglusti omadused:

neutronite väike neelamine
hea aeglustusvõime
kiirgus- ja korrosioonikindel
odav tooraine, tootmine ja paigaldamine.

Aeglustitest kasutatakse vett, rasket vett, grafiiti, berülliumi. Kõige levinum aeglusti on oma heade füüsikaliste omaduste ja odavuse tõttu tavaline vesi.

Looduslik grafiit sisaldab kuni $20\%$ mitmesuguseid lisandeid, sealhulgas ka boori, ega sobi neutronite aeglustiks. Reaktorigrafiiti toodetakse kunstlikult naftakoksist ja kivisöetõrvast. Esialgu pressitakse sellest segust plokid ja pärast töödeldakse neid termiliselt kõrgel temperatuuril. Grafiidi tihedus on $1600–1800\, \mathrm{kg/m^3}$ ja see sublimeerub temperatuuril $3800–3900\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Õhus süttib grafiit temperatuuril $400\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Seetõttu on grafiit energiareaktorites inertgaasi (heelium, lämmastik) atmosfääris.

Berüllium on üks parimaid aeglusteid. Sel on kõrge sulamistemperatuur ( $1282\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ), hea soojusjuhtivus, see sobib süsihappegaasi, vee, õhu ja mõne vedelmetalliga. Kiirete neutronite toimel see paisub, kuna muutub osaliselt lagunedes heeliumiks. Berülliumi kasutamine on selle kõrge hinna tõttu võimalik ainult uurimisreaktorites.

Reaktorisse laaditava tuumkütusekoguse vähendamiseks kasutatakse väikese neutronite radiatsioonhaarde ristlõikega konstruktsioonimaterjale. Nendeks on magneesium, tsirkoonium, nioobium jt.

Neutronite väikese neelamisvõimega materjalidest valmistatakse kütusevarraste katted, kütusevarraste distantsvõred, kanaltüüpi reaktorite kanalid, kontrollvarraste juhttorud jne.

No data

Konstruktsioonimaterjalide füüsikalised omadused

Tuumalõhustumisel tekib paljude elementide erinevaid isotoope – lõhustumissaadusi ehk tuumakilde, millest paljud on pika aja vältel väga radioaktiivsed ja seega ohtlikud nii tuumajaama töötajatele kui ka laiemalt. Seepärast on äärmiselt oluline hoida lõhustumissaadusi suletult selle kütuse juures, millest need tekkisid, et soojuskandja nendega ei saastuks. Enamik kütusevarraste kattematerjale on metallid, kuid vähesel määral kasutatakse ka keraamilisi materjale.

Soovitatavad katete omadused:

ei korrodeeru soojuskandjas
mehaaniliselt vastupidavad
võimalik kasutada kõrgetel temperatuuridel
ei neela neutroneid
kattematerjal ja valmistamine on odav
läbitungimatu lõhustumissaadustele, millest osa on gaasid.

Alumiiniumisulamid on odavad, hästitöödeldavad, plastilised, neelavad vähe neutroneid, lõhustumissaadustele läbitungimatud. Nende kasutamist piiravad viletsad mehaanilised omadused temperatuuridel üle $250\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja korrosioon enamikus soojuskandjais. Seetõttu kasutatakse alumiiniumi ainult mõne uurimisreaktorie kütusevarraste kattena.

Magneesium on oma omadustelt sarnane alumiiniumiga. Magneesium on kõige kergem hästitöödeldav konstruktsioonimetall. Puhas magneesium ja ka selle sulamid ei pea vees korrosioonile vastu, kuid seda kasutatakse süsihappegaasjahutusega reaktorites kütusevarraste kattena. Sulamit magnox kasutatakse temperatuuril $370–380\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ja sellest on tulnud ka nende reaktorite nimi – magnox-reaktorid. Neis reaktoreis on kütusevardad gaasipoolse väikese soojusülekandeteguri tõttu ribitatud.

Tsirkooniumisulameid kasutatakse kütusevarraste kattena vesiaeglustiga reaktoreis temperatuuriga $350\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Ka kanaltüüpi reaktorite kanalid toodetakse tsirkooniumisulamist. Põhiliseks puuduseks on kõrge hind. Temperatuuridel $1200–1300\, ^{\circ}\mathrm{C}$ reageerib tsirkoonium veeauruga ja selles reaktsioonis eraldub märkimisväärne kogus soojust ning vesinikku. See on tähtis avariijahutuse kütusevarraste katte lubatava temperatuuri valikul.

Kiiretel neutronitel töötavates naatriumsoojuskandjaga reaktorites kasutatakse kütusevarraste kattena roostevaba terast. Roostevaba teras on heade tugevusomadustega ja peab kõrgetel temperatuuridel nii vesi- kui ka naatriumjahutusega reaktoreis vastu korrosioonile.

Keraamilisi kütusekatteid kasutatakse väga kõrgel temperatuuril töötavais reaktoreis.

Tuumaelektrijaamad on paljuski sarnased muude elektrijaamadega selles suhtes, et elektri tootmiseks vajalikku energiat saadakse auruks kuumutatud veest. Põleva fossiilkütuse asemel aga tekitatakse tuumalektrijaamades auru genereerimiseks vajalikku soojust tuumkütuste abil. Enamik maailma tuumaelektrijaamu toodab energiat kergveereaktorite abil ning nendes reaktorites kasutatav kütus on, olenemata konkreetsest reaktoritüübist, oma olulisimate omaduste poolest sama. Selles peatükis kirjeldataksegi just kergveereaktorite kütust.

Lisaks kergveereaktoritele on maailmas energia tootmiseks kasutusel ka gaasiga jahutatavad reaktorid ning raskeveereaktorid. Gaasiga jahutatavate reaktorite kütus erineb siin kirjeldatavatest kütustest peamiselt kütuseelemendi geomeetria poolest, raskeveereaktorite kütus erineb lisaks geomeetriale ka seetõttu, et energia tootmiseks kasulikku komponenti – uraani – ei ole vaja rikastada. Aastakümnete jooksul on arendatud ka tuumkütuse tüüpe, mis on oma omadustelt täiesti teistsuguste füüsikaliste ja keemiliste omadustega ning mis on ette nähtud kasutamiseks kas praegu kasutuselolevates või alles arenduses olevates reaktorites.

Valdkonna ekspertide jaoks on tuumkütus üleüldine termin, mida eri inimesed võivad erinevalt tõlgendada olenevalt kontekstist. Igapäevavestluses peetakse tavaliselt tuumkütuse all silmas seda materjali, kus neutronite abil aatomeid lõhustades toodetakse soojust. Tuumkütuseks kergveereaktorites kutsutakse materjali nimega uraandioksiid, $\mathrm{UO_2}$ . Uraandioksiid on nimetus, mis kirjeldab hästi materjali keemilist koostist, s.t iga uraani aatom seob endaga kaks hapniku aatomit. Tuumkütus koosneb seega reaktorisse laadimise hetkel sisuliselt vaid kahest keemilisest elemendist – uraanist ja hapnikust. Kui hapnik on enamikule tuttav keemiline element, siis uraan on paljudele eksootilise kõlaga element.

Mis on uraan?

Uraan on kõige suurema prootonite arvuga looduses loomulikult esinev keemiline element ning on oma puhtal kujul metall. Perioodilisustabelist võib uraani leida tabeli alumisest servast aktiniidide reast, otse lantaniidide rea all. Üle $99\%$ uraanist moodustab selle üks isotoop, $^{238}\mathrm{U}$ , mille poolestusaeg on peaaegu $4,5$ miljardit aastat. Teisisõnu kulub $4,5$ miljardit aastat selleks, et esialgsest ühest kilost uraanist pool kilo oleks radioaktiivse lagunemise teel muutnud keemiliseks elemendiks tooriumiks. Võrdluseks võib tuua, et Maa hinnatavaks vanuseks hinnatakse vaid veidi üle $4,5$ miljardi aasta. Mida pikem on elemendi poolestusaeg, seda vähem radioaktiivne ta on. Seega võib uraani lugeda nõrgalt radioaktiivseks materjaliks.

Uraan, nagu ka enamik ülejäänud elementidest perioodilisustabelis, esineb looduslikul kujul rohkem kui ühe isotoobina. Isotoop on termin, mida kasutatakse sama keemilise elemendi aatomimassilt erinevate vormide kirjeldamiseks. Uraan koosneb $92$ prootonist ning $92$ elektronist. Uraani aatomimass võib aga varieeruda $23X$ kuni $23Z$ aatomimassiühikuni. Aatomimass on prootonite ning neutronite summa. Igal uraani isotoobil on seega alati $92$ prootonit, neutronite arv aatomituumas võib aga varieeruda $X$ kuni $Z$ . Kuigi keemiliselt ei ole uraani isotoopidel mingit vahet, erineb nende käitumine neutronite väljas, mis omakorda tekitab vajaduse rikastamise järele.

Maakoores on uraan väga laialt levinud ning esineb kõikjal meie ümber – merevees, mullas, rannaliivas ja kivimites. Just Eesti põhjarannikul on uraani kontsentratsioon maapinnas suurem kui mujal Eestis, mistõttu nendes piirkondades on ka oluline tegelda uraani gaasilise lagunemisprodukti, radooni, ruumidest väljaventileerimisega. Kuigi aastaid tagasi on Sillamäel katsetatud uraani kaevandamisega, ei ole selle kontsentratsioon meie maakoores piisavalt suur, et kaevandamine majanduslikult ära tasuks. Keskmiselt on maakoores esineva uraani kontsentratsioon umbes $2,8\, \mathrm{ppm}$ , ehk $2,8$ osa miljonist, ehk $0,00028\%$ . Eesti põhjarannikul ulatub kontsentratsioon kohati $300\, \mathrm{ppm}$ -ni ( $0,03\%$ ). Võrdluseks võib tuua maailma suurima kõrge uraani sisaldusega ore body kaevanduse, McArthur Riveri kaevanduse Kanadas, kus uraani osakaal ulatub üle $15\%$ . Et uraani levik maailmas on lai, siis kaevandatakse uraani umbes $20$ riigis. Suur osa uraanist toodetakse aga Kasahstani, Kanada, Austraalia, Namiibia ja Nigeri kaevandustes.

Hoolimata sellest, et uraani kontsentratsioon merevees on vaid $0,003\, \mathrm{ppm}$ , hinnatakse maailma meresid kõige suuremaks uraaniallikaks kogu vee mahu tõttu. Paraku ei ole uraani mereveest väljafiltreerimine seni osutunud majanduslikult otstarbekaks uraani „kaevandamise“ meetodiks.

No data

Maailma teadaolevad uraanivarud 2017. aasta seisuga (ühingu World Nuclear Association andmetel).

Mida tuleb silmas pidada uraani kaevandamisel?

Uraani kaevandamine on paljuski sarnane teiste metallide kaevandamisega. Olulisim erinevus on uraani ning selle lagunemisproduktide, peamiselt radooni, potentsiaalselt kahjulik mõju töölistele. Seetõttu tuleb kiirguskaitsele just uraani kaevandamisel pöörata suurt tähelepanu. Samas aga on kiirguskaitsel suur roll ka näiteks toornafta puurimisel, kus samuti esineb kõrgendatud kontsentratsioonis uraani. Samuti on kiirguskaitsel oluline roll näiteks Austraalia polümetallikaevanduses Olympic Dam, kus valdava osa müügitulust moodustab küll vask, kuid kus ka uraani tase on piisavalt kõrge, et seda toota väga olulise kõrvalproduktina.

Uraani leidub maakoores enamasti oksiidi kujul, kusjuures täpne keemiline koostis varieerub maagi leiukohast olenevalt. Uraani kontsentratsioon maagis, kogu maagi lasundi kuju, selle sügavus maapinna suhtes ning paljud geoloogilised parameetrid määravad ära konkreetse kaevanduse vormi ja töökorra. Ühest küljest peab uraani kaevandamine olema majanduslikult õigustatud nii lühikeses kui ka pikas perspektiivis. Teisalt tuleb tagada tööohutus, kiirgusohutus ning aktsepteeritavad keskkonnamõjud. Lisaks peab kaevandamine olema tehnoloogiliselt teostatav ning poliitiliselt aktsepteeritud. Nii on uraani kaevandamine omaette optimeerimisülesanne.

Lihtsaim ning seetõttu sageli ka odavaim on uraani kaevandada avatud kaevandustes (open-pit mining). Selline kaevandamismeetod tähendab sisuliselt, et maaki eraldatakse maapinnast järkjärgult süveneva (ning ülalt laieneva) augu kaevandamise teel. Maak transporditakse kaevandusest välja veokite või spetsiifiliste transpordisüsteemide abil, et seda uraani maagist eraldamiseks edasi töödelda. Avatud kaevandus eeldab aga, et uraanimaak on üsna maapinna lähedal ning üsna kõrge kontsentratsiooniga, et kaevandus oleks majanduslikult otstarbekas. Avatud kaevanduste sügavus uraani kaevandamisel reeglina üle $300$ meetri ei küündi. Et kaevandustöö on atmosfäärile avatud, tuleb seda tüüpi kaevanduste puhul kindlasti tagada, et kaevandustolmu levik oleks piiratud ega mõjutaks keskkonda negatiivselt. Praktiliselt tähendab see tihti suure hulga vee kasutamist tolmu sidumiseks. Mida teha kaevandusega pärast kasuliku maagi eemaldamist, sõltub suuresti konkreetse riigi ning asukoha nõuetest. Parimaks praktikaks peetakse aga kaevanduse ala taastamist roheväljaks.

Maagi, mille puhul avatud kaevandamine otstarbekaks ei osutu, saab kätte maa-aluste kaevanduste abil. Seejuures on täiesti võimalik, et esialgne avatud kaevandus muudetakse piisava sügavuse juures maa-aluseks. Sisuliselt tähendab selline kaevandus ühe või mitme vertikaalse või spiraalse põhišahti rajamist maapinnalt maagi lasundini maapõues (ore body’ni), misjärel maagi eemaldamine käib horisontaalsete kaevandustunnelite ehitamise abil. Põhišahtides kasutatakse transpordiks sageli lifte, aga ka veokeid või muid transpordisüsteeme – olenevalt kaevanduse arhitektuurist. Maa-aluste kaevanduste arhitektuuri ja logistikat planeeritakse põhjalikult, et võimalikult madala riski juures tagada maksimaalne maagi eemaldamine. Nimelt on selline optimeerimine on vajalik, kuna erinevalt avatud kaevandusest ei ole maa-aluses kaevanduses võimalik eemaldada kogu maaki. Osa maagist peab jääma alles tunnelite lagedeks, põrandateks ning piilariteks, mis ei tohi olla liiga õhukesed. Nii nagu avatud kaevandusegi puhul, on parim praktika kaevandatava ala taastamine, s.t kaevandustunnelite hilisem täitmine.

Uraani kaevandamine aastatel 1945–2015. Allikas: World Nuclear Association.

Viimase kaevandusmenetlusena võib välja tuua nn maa-aluse leostuse (in-situ leaching, ISL). Erinevalt eelnevatest meetoditest eemaldatakse uraan maapõuest keemilise, mitte füüsilise maagi manipuleerimise abil. Nimelt esineb uraani ka sellistes kivimites, mis on suhteliselt poorsed ning kust uraan saadakse kätte selle sidumisega vastavasse lahustisse. Maapealsetest rajatistest pumbatakse maapinda õigele sügavusele vastavat keemilist lahust, mis seob endaga uraani. Seejärel pumbatakse lahus maapinnale uuesti tagasi. Oluliseks eeliseks on selle kaevandusmeetodi puhul piiratud mõju maapinnale. Lisaks jäetakse uraani töötlemisel justkui esimene samm vahele – teiste meetodite puhul tuleb alles uraani hakata maagist keemilisel teel lahustama – mis mõjutab oluliselt kaevandamise majanduslikku külge. See-eest tuleb aga eelnevalt teha põhjalikke uuringuid, et tagada meetodi sobilikkus nii kivimitüübi kui ka ümbritseva maapinna lahustipidavuse osas. Igal juhul tuleb iga hinna eest vältida riski, et selline kaevandamine reostaks põhjavett. ISL on pigem siiski piiratud rakendus võrreldes ülejäänud kahe meetodiga.

Uraan saadakse maagist kätte selle keemilise lahustamise abil, enamasti väävelhappesse. Et aga see reaktsioon oleks kiire ning eemaldatav uraanikogus oleks maksimaalne, tuleb kaevandatud maak esmalt purustada ja jahvatada liivaterade suurusjärgus pulbriks. Väävelhape seob endaga uraani, kuid ei reageeri enamiku ülejäänud kivimiga. Et aga uraani väävelhappelahusena kasutada ei ole võimalik, tuleb see jällegi lahusest välja sadestada (precipitate) või ioonvahetuse (ion-exchanger) abil happelahusest eraldada.

Tehniliselt võttes ei eraldata kirjeldatud protsessi tulemusena puhas uraan, vaid tahkel, pulbrilisel kujul eksisteeriv uraani kontsentraat. Konkreetne keemiline ühend uraani kontsentraadile erineb olenevalt tootmismeetodist. Rahvakeeli kutsutakse seda pulbrit aga hoopis teise sõnaga – kollakook. Kõiki protsesse tuumkütuse tootmistsüklis, mis jäävad kaevandatud maagi kokku kogumise ning kollakoogi konteineritesse pakkimise vahele, kutsutakse rikastamiseks (milling).

Kollakook võib olla, kuid sageli ei ole, kollane. Kollakoogi värvus oleneb tootmisprotsessist ning võib olla helekollane, oranž, pruun, roheline või ka must. Seejuures on oluline märkida, et kollakoogist $70–90\%$ moodustavad erinevad uraanioksiidid, ülejäänud osa on aga tootmisprotsessi kõrvalproduktid. Nii võib termini kollakook all müüa ning osta üsna erineva keemilise koostise ning väljanägemisega pulbrit.

Esialgselt toodetud uraani kontsentraat oli tõepoolest kollane, nii nagu on kollased ka teatud muud uraani sisaldavad molekulid. Seega on nimi alles jäänud.

Ennetavalt võib mainida, et ka plutoonium ei ole neoonroheline, v.a selle esinemisel teatud lahustes. Kuid ka sel puhul plutoonium ei helenda. Helerohelist helendust võib hoopis esile kutsuda UV-A-kiirguse abil materjalis, mida kutsutakse vaseliinklaasiks. 20. sajandi alguses lisati osale klaastoodetele teatud uraanimolekule, mis klaasi nõrgalt neoonroheliseks värvisid. Seda materjali pimedas toas UV-lambi abil valgustades hakkab materjal tõepoolest neoonroheliselt helendama.

Mis saab kollakoogist edasi?

Erinevalt filmistsenaariumide värvirikastest kirjeldustest ei ole kollakook aine, millest piisava nutikusega massihävitusrelvi toota saab. Isegi elektrienergia tootmise seisukohast on kollakook oma puhtal kujul esialgu üsna kasutu, kuna ta on vaid tooraine. Et kollakoogist kasu oleks, peavad tuumajaamad kollakooki konkreetselt tootjalt ostma ning seejärel tasuma hulga teenuste eest, et nende omandis olevast kollakoogist reaktorisse laetav kütus toodetaks. Kaevandused müüvad kollakooki tuumaelektrijaamadele, kusjuures hind lepitakse kokku ostu-müügilepingu põhiselt. Uraani kontsentraadi hind võib seejuures väga palju kõikuda.

Et kollakoogist kergveereaktoritesse sobilikku kütust toota, tuleb see esmalt lisanditest (impurities) puhastada, gaasiks muundada ning rikastada.

Reaktorite tuumkütustega varustamine erineb oluliselt paljudest teistest tarneahelatest. Nimelt ei osta tuumaelektrijaamad tootjatelt tuumkütust, vaid nad ostavad toorainet – kollakooki. Seda toorainet tuleb konkreetse reaktori planeeritavate vajaduste järgi rikastada, kütusepelletiteks vormida ning need reaktorile sobivasse kütusekoostusse laadida. Kõigi nende sammude jooksul aga on tuumaelektrijaam töödeldava materjali omanik ning jaam tellib töötlemisprotsessid vastavalt enda vajadustele ning tasub nende eest. Nii ei oma rikastamistehased ega kütusetootjad reeglina radioaktiivset materjali – nad vaid töötlevad neile saadetud materjale. Lisaks sellele, et teenusepakkujad radioaktiivset materjali ei oma, tuleb neil ka pea grammi täpsusega arvet pidada selle üle, kas ja kuhu radioaktiivset materjali kadunud on. Hoolimata esmapilgul kummalisena tunduvast töökorraldusest on see tegelikult üsna praktiline. Ühest küljest tuleb tuumaenergeetika maailmas alati lähtuda tuumarelvade leviku tõkestamise (non-proliferation-) põhimõtetest, mis eeldab totaalset arvepidamist radioaktiivsete materjalide üle. Mida rohkem radioaktiivne materjal omanikke vahetab, seda halvem on kontroll selle leviku üle. Teisalt kaitseb selline töökorraldus nii teenusepakkujate kui ka tuumaelektrijaamade ärihuve. Erinevalt ülejäänud maavaradest ei ole kollakooki võimalik osta avatud turult, vaid ostu-müügilepingud sõlmitakse ettevõtete vahel. Sageli ostavad tuumaelektrijaamad kollakooki aastateks ette, et suuta arvestada toormaterjali hinnaga. Teenusepakkujad võiksid aga kergelt leida end olukorrast, kus nad on tootnud väga spetsiifilise toote, kuid ei ole suutelised seda aktsepteeritava hinnaga pea oligopoolsel turul maha müüma.

Miks kollakooki puhastama peab?

Kollakook on küll uraani kontsentraat, kuid sisaldab palju madalas koguses lisandeid. Kuna reaktorisse laetavale kütusele on seatud väga ranged piirmäärad neis lubatavate lisandite osas, tuleb kollakook neist esimese sammuna puhastada. Vale keemiline koostis oleks detrimentaalse (ette äramääramata) mõjuga ka kütusepelleti tootmisprotsessi efektiivsusele ning kasutatavale tehnikale. Puhastamisprotsess kätkeb endas palju eri etappe, kus rakendatakse nii keemiliste kui ka füüsiliste eraldusprotsesside põhimõtteid. Konkreetsed detailid on sageli mitte ainult konkreetse vabriku, vaid ka konkreetse maagi jaoks optimeeritud, et tagada võimalikult kvaliteetne toode.

Kus kollakooki puhastatakse?

Kollakoogi puhastamist (kombineeritult järgneva gaasiks muundamisega) tuumkütuste eeltootmise (front-end) ahelas tuntakse konversiooni (conversion) nime all. Tehased, mis pakuvad konversiooni teenust, ei ole tingimata samades riikides, kus kaevandused – need eksisteerivad USA-s, Kanadas, Hiinas, Venemaal ja Prantsusmaal. Praktiliselt tähendab see, et vajadusel saadetakse Austraalias toodetud kollakook Prantsusmaale konversioonitehasesse, et see seal lisanditest puhastataks ning seejärel muundataks gaasiks. Järgnev rikastamisprotsess võib teoreetiliselt toimuda kolmandal mandril. Kuigi teenust pakkuvaid tehaseid on maailmas üsna vähe, ei ole põhjust karta, et need muutuksid pudelikaeladeks, kuna ükski jaamadest ei tööta hetkel täismahu ulatuses.

Miks on vaja kollakook gaasiks muuta?

Et järgnev rikastamisprotsess praktiliselt võimalikuks osutuks, tuleb uraanikontsentraat esmalt muundada gaasilisse olekusse. Nimelt kasutatakse üldjoontes rikastamiseks suurt hulka üksteisega nii paralleelselt kui ka jadasse ühendatud tsentrifuuge, kus töödeldakse gaasilist uraanikontsentraati. Kollakooki gaasiks muundada ei ole praktiliselt võimalik, seevastu eksisteerib keemiline ühend uraanheksafluoriid, $\mathrm{UF_6}$ , mis on gaasiline suhteliselt madalal temperatuuril (alla $50\, ^{\circ}\mathrm{C}$ ) ning normaalrõhul. Seetõttu muundatakse kollakook enne rikastamisprotsessi keemiliste reaktsioonide abil uraanheksafluoriidiks.

Mis on rikastamine?

Kollakook on, erinevalt looduses esinevast uraanist, maksimaalselt kontsentreeritud uraani oksiid. Isotoopide $^{238}\mathrm{U}$ ja $^{235}\mathrm{U}$ omavaheline suhe kollakoogis on aga täpselt sama nagu looduses. Enamik maailma reaktoritest vajab aga käitamiseks kütust, kus $^{235}\mathrm{U}$ kontsentratsiooni on tõstetud $^{238}\mathrm{U}$ suhtes $4-7$ korda. Kuna sama keemilise elemendi isotoobid käituvad keemiliselt täiesti identselt, ei ole võimalik ühe isotooobi kontsentratsiooni keemiliste võtete abil tõsta. See jätab alles võimaluse tõsta kontsentratsiooni füüsiliste võtete abil.

Isotoobi number väljendab konkreetse aatomi tuumas esinevate prootonite ja neutronite summat. Et uraani aatomis on alati $92$ prootonit, võime järeldada, et $^{238}\mathrm{U}$ kaalub $^{235}\mathrm{U}$ -st kolme neutroni massi võrra rohkem. Teisisõnu tähendab see $0,42\%$ massierinevust, absoluutväärtusena $5 \times 10^{-27}\, \mathrm{kg}$ , mis on vaieldamatult väga väike vahe. Siiski käituvad eri massiga aatomid teatud olukordades veidi erinevalt. Ühe isotoobi tõstmist teise arvelt kutsutaksegi rikastamiseks.

Kuidas rikastamine praktikas töötab?

Enamik maailma rikastamisest viiakse läbi gaastsentrifuugide abil. Üks tsentrifuug on üle $4$ meetri kõrgune kitsas silinder, mille vähemalt $50 000$ (kuid sageli kuni $100 000$ ) pööret minutis pöörlev rootor eraldab raskemad molekulid kergematest tsentripetaaljõu abil. Teisisõnu vajub suurem kogus raskeid molekule ( $\mathrm{UF}$ , kus $\mathrm{U}$ on $^{238}\mathrm{U}$ ) tsentrifuugi alumisse ossa, samal ajal kui kergemad molekulid ( $\mathrm{UF}$ , kus $\mathrm{U}$ on $^{235}\mathrm{U}$ ) tõusevad ülemisse ossa. Tsentrifuugi ülemises ning alumises osas on väljundid nii rikastatud (üleval) kui vaesustatud (all) uraani gaasile. Gaastsentrifuugide omapära on, et neid saab pidevalt käidus hoida, kuna tsentrifuugide mõlemad väljundid suunatakse automaatselt vastava järgneva tsentrifuugi sisendiks. Ühe tsentrifuugi võime tõsta $^{235}\mathrm{U}$ kontsentratsiooni ehk tsentrifuugi eraldusfaktor on umbes $1,3$ -kordne. Sealjuures mõjutab tsentrifuugi efektiivsust suurimal määral rootori pöörlemiskiirus. Piisavalt kõrge rikastusastme saavutamiseks on aga vaja üksteisele järgnevaid tsentrifuugimisetappe, mis praktikas piirdub $20$ -ga. Sellist järk-järgult ning paralleelset rikastamist kutsutakse kaskaadiks.

Toodud kirjeldusest võib aimata, et rikastamisprotsess on üsna palju energiat nõudev ning see kajastub ka kütuse hinnas – ligi poole valmistoodangu hinnast moodustab just rikastamisprotsessi kulu. Seega peavad tuumaelektrijaamad rikastamisteenuse tellimisel sooritama järjekordse optimeerimisülesande, et teenuse eest mitte üle maksta.

Igal tuumaelektrijaamal tooraine omanikuna on tuumkütuse tootjale vaja edastada teatud kogus materjali teatud rikastusastmega, et need saaksid toota tellija vajadusele vastavat kütust. Sama kogust vastava rikastusastmega uraani saab aga toota mitmel erinevalt viisil. Kui kollakoogi hind on suhteliselt odav, kuid rikastamiseks kuluv töö eraldustöö ühik SWU (separative work unit) – on kallis, järelikult on otstarbekas lasta rikastamistehasest läbi suures koguses kollakooki, kus $^{235}\mathrm{U}$ osakaal rikastusjäätmetes (tailings) on suhteliselt suur. Kui aga kollakoogi hind on ootamatult kõrge, tuleb nõutav kogus vastava rikastusastmega uraani saada kätte rohkema töö kulutamisel, mistõttu ka rikastusjäätmetes olev $^{235}\mathrm{U}$ on väga madal. Seda kirjeldab allolev joonis, kusjuures optimum leitakse kahe kõvera lõikumispunktis.

Kollakoogi rikastusökonoomika kõverad. Allikas: World Nuclear Association

Miks on rikastamine vajalik?

Nagu ülal mainitud, moodustab maapinnas esinevast uraanist valdava osa isotoop $^{238}\mathrm{U}$ . Reaktorikütus, mis koosneb naturaalsest uraanist, ei oleks maailmas täna laialt levinud reaktorites siiski kuigi otstarbekas. Selleks et tuumkütusest kasu oleks, peavad kütuse moodustavad uraaniisotoobid vastava energiaga neutronite väljas lõhusutuma. $^{238}\mathrm{U}$ aga pigem tüüpilises reaktoris ei lõhustu.

Neutronid sünnivad iga aatomi lõhustumisel teatud energiaga, mida võib sisuliselt võrdsustada nende liikumiskiirusega. Peale paljusid kokkupõrkeid peamiselt jahutusvee hapniku ning vesniku aatomitega on nende neutronite energia ning seega ka nende liikumiskiirus umbes $8000$ korda madalam. Selliseid neutroneid kutsutakse termaalenergiaga neutroniteks. Maailmas täna elektrit tootvad reaktorid töötavad just selliste aeglaste, termaalenergiaga neutronite abil.

Mis juhtub juhul, kui aeglased neutronid põrkuvad tuumkütuses olevate uraani aatomitega, oleneb uraani isotoobist. Aeglane neutron, põrgates kokku uraani isotoobi $^{235}\mathrm{U}$ -ga, liidetakse esialgu aatomituumaga. Sealt edasi juhtub üks kahest – aatom kas lõhustub ( $82\%$ tõenäosus) või moodustub uus isotoop $^{236}\mathrm{U}$ ning üleliigne energia väljub gammakiirgusena. Energia tootmise seisukohast on oluline just kõrge lõhustumistõenäosus. Lõhustumine tähendab seda, et originaalne aatomituum laguneb enamasti kaheks, harva ka kolmeks osaks, lagunemisproduktideks, millest moodustuvad uued keemilised elemendid. Näiteks võivad lagunemise tulemusel moodustuda gaas krüptoon ning baarium. Kuna uraani aatomituumas on rohkem neutroneid, kui lagunemisproduktide moodustamisel tarvis läheb, jääb osa neutroneid üle. Tüüpilistes reaktorites jääb iga $100$ lõhustumise tagajärjel üle $244$ neutronit (ehk keskmiselt $2,44$ neutronit lõhustumise kohta). Reaktorid on ehitatud ning neid kontrollitakse nii, et igast $244$ neutronist täpselt $100$ tekitab järgmise lõhustumise, s.t $100$ lõhustumist tekitab järgmised $100$ lõhustumist. Sellise tingimuse täitmisel kutsutakse reaktorit kriitiliseks, ehk lõhustumise ahelreaktsioon on tasakaalus. Allesjäänud $144$ neutronit lähevad ahelreaktsiooni (kuid mitte tuumajaama kiirguskaitse) seisukohast n-ö kaduma.

Uraani isotoop $^{238}\mathrm{U}$ reageerib suure tõenäosusega neutronit absorbeerides ehk sisuliselt endaga liites. Nii saab sellest isotoobist raskem ning ebastabiilsem isotoop $^{239}\mathrm{U}$ . Kuid kuna tagajärjeks ei ole lõhustumine, siis ei tooda reaktsioon ei vajalikku soojusenergiat ega ka uusi neutroneid.

Mida rikastatud uraanfluoriidiga peale hakatakse?

Rikastatud $\mathrm{UF_6}$ saadetakse järgmise sammuna edasi tuumkütuse tarnijale, et nad saaksid rikastatud toorainest toota kütusepelletid ning laadida need kütusekoostusse. Et vältida võimalikke lekkeid ning tagada kiirguskaitse, on seejuures oluline tagada, et $\mathrm{UF_6}$ oleks transportides konteinerites tahkel kujul.

Kütusetarnija esimeseks sammuks ongi harilikult $\mathrm{UF_6}$ muundamine uraandioksiidiks, $\mathrm{UO_2}$ -ks. See võimaldab tarnijal kontrollida olulisi dioksiidi omadusi, nagu näiteks pulbri moodustavate osakeste suurus ja kuju. Need omadused mõjutavad tugevalt kütusepelletite tootmise efektiivsust ning ka praagi osakaalu, mis tehases välja tuleb selekteerida. Näiteks määravad dioksiidi pulbri füüsilised omadused, kui edukalt pulber pressitakse n-ö rohelisteks pelletiteks ning kui efektiivselt rohelised pelletid kuumtöödeldakse valmis pelletiteks. Kütusetarnija rakendab üldjoontes mitmest võimalikust keemilisest protsessist ühte, mille abil $\mathrm{UF_6}$ muundada dioksiidiks.

Mis on uraandioksiid?

Uraandioksiid on musta värvi keraamiline materjal, mis talub ilma kahjustusohuta tuhandeid kraade kõrget temperatuuri. Materjalina on uraandioksiidil üsna madal elektri- ning soojusjuhtivus, mida energia tootmisel tuleb lugeda pigem puuduseks kui eeliseks. Tüüpiliselt teistele keraamilistele materjalidele on uraandioksiid, eriti kütusepelletite kujul, mitteplastiline ja kõva. Lisaks on uraandioksiidil väga kõrge eritihedus, ehk rahvakeeli on ta väga raske. Näiteks veest on see materjal ligemale $11$ korda raskem.

Miks kasutatakse oksiidkütuseid?

Kuigi uraan on metall, ei esine ta looduslikult üldjoontes metallina, vaid oksiidina. Samuti ei kasutata reaktorites metallilist uraani, vaid hoopis uraani keraamilist vormi, uraandioksiidi. Osaliselt seisab selle valiku taga rida uraandioksiidi omadusi, mis reaktorites kasulikuks osutuvad. Osaliselt aga fakt, et keraamilist vormi uraanist on palju lihtsam ja odavam toota kui muid alternatiive. Nimelt võib uraani kasutada ka näiteks nitriidkütusena, s.t et iga uraani aatom seob endaga ühe lämmastiku aatomi. Või ka karbiidkütusena, kus uraani aatomid seovad endaga süsiniku aatomeid. Alternatviiselt võib uraan esineda ka vedelal kujul soollahustes või tahkel kujul puhta metallina. Keemiliselt stabiilseim aga on uraan just oksiidi kujul. Teisisõnu tähendab see, et ülejäänud kütuste alternatiivid kipuvad oksüdeeruma, s.t siduma endaga konkreetse kütuse seisukohast mittesoovitavaid hapniku aatomeid. Uraandioksiidi aga on võimalik toota väga puhtal kujul, ilma et tootmine peaks toimuma keemiliselt inertses keskkonnas või kaugmanipuleerimise teel. Kõik see tagab, et kütuse hind on suhteliselt madal, mis on atraktiivne valik nii tuumajaamade arendajate kui ka nende omanike silmis.

Lisaks on paljud uraandioksiidi omadused kasulikud reaktori käitamise seisukohast. Et materjal talub väga kõrgeid temperatuure, on kasulik reaktori ohutule käitamisele. Näiteks kaaluti tuumaenergeetika arengu algusaastatel hoopis metallilise uraani kütusena kasutamist. Metallilisel kütusel on dioksiidi ees mitu eelist, nagu näiteks nende oluliselt kõrgem soojusjuhtivus. Teisisõnu leivb aatomituumade lõhustumise tõttu tekkinud soojus kiiremini kütusevarraste pinnale ning sealt omakorda jahutusvedelikku. Tänu heale soojusjuhtivusele on ka kütusevarraste radiaalne temperatuuriprofiil, s.t temperatuuri muutus, liikudes kütusevarda südamikust selle pinnani, palju ühtlasem. Oksiidkütuste puhul võib vaid poolesentimeetrise distantsi juures olla temperatuurivahemik $1000\, ^{\circ}\mathrm{C}$ . Lisaks koosneb metallkütus puhtal kujul uraanist, mis tagab maksimaalse kütusemahu reaktoris. Seevastu aga on metallidel üsna madal sulamistemperatuur, nii et metallilised kütused on reaktoris paratamatult esinevatele temperatuurivõnkumistele tundlikumad ning nende kasutamine võib kiiremini kumuleeruda reaktori tuuma sulamisega. Lisaks ei „põle“ metallilised kütused reaktoritingimustes sama stabiilselt kui oksiidid, nende materjaliomadused ning geomeetria muutuvad liiga palju võrreldes esialgse värske kütusega.

Maailma tuumatööstus on seega valdavalt otsustanud kasutada kütusena uraani just oksiidi kujul, kuna selle eelised kaaluvad üles puudujääke.

Kütusepelletite tootmine uraandioksiidi pulbrist sarnaneb osaliselt tablettide tootmisega farmaatsiatööstuses. Nimelt segatakse pulber vähese koguse pressimist ning vormist eemaldamist hõlbustavate lisanditega ning pressitakse seejärelt kõrge rõhu all (hüdrauliliste) pressidega pelletiteks. Seejuures võib pressimine käia kas tsükliliselt (batch) või pidevalt (continuous) meetodil. Nii pressitud pelleteid kutsutakse rohelisteks, s.t nad ei ole veel valmis reaktoris kasutamiseks. Selleks et pelleteid reaktoris kasutada saaks, tuleb neid esmalt kuumtöödelda. Rohelised pelletid laetakse seega enamasti konveierahjudesse, kus kõrge temperatuuri tulemusel kokku pressitud pulbriosakesed homogeniseeritakse tahkeks materjaliks. Pulber mitte ei sula tahkeks aineks, vaid see paagutatakse (sintering).

Kütusepelletid ja uraandioksiidi pulber. Allikas: World Nuclear Association

Erineva temperatuuri ja survega paagutatud pelletid. Allikas: Materials for Nuclear and Fossil Energy Applications (Sang-Chae Jeon jt)

Valmis pelletid on roheliste pelletitega võrreldes kompaktsemad. Erinevalt metallidest on uraandioksiidpelletitele omane ka teatud poorsus. Osaliselt on see põhjustatud faktist, et olematu poorsusega keraamilise materjali tootmine paagutamise abil võtaks praktiliselt mõõtes liiga palju aega. Teisalt aga on teatud tühi ruum pelletites väga kasulik just reaktori käitamise seisukohast, kuna see võimaldab pelletites kinni pidada lõhustumisprodukte ilma pelletite geomeetria liigse muutuseta.

Kui rohelised pelletid on ideaalsed silindrid, siis kuumtöödeldud pelletitel on esialgselt kergelt liivakellale omane kuju, s.t pelleti otsad on laiemad kui selle keskmine osa. See pressimise ning kuumtöötlemise tulemusel tekkinud efekt ei ole aga reaktoris aktsepteeritav, mistõttu pelletid lihvitakse tsentriteta lihvimise (centerless grinding) abil ideaalmõõtudesse ning -kujule. Torelantsid pelleti mõõtudele on väga madalad, kusjuures praktilistel kaalutlustel on aksiaaltolerants oluliselt suurem kui radiaaltolerants.

Iga pellet peab viimaks läbima kvaliteedikontrolli, et eemaldada defektsed pelletid väljakukkunud kildudega, pragudega materjalis jne. Hea kvaliteedikontroll on vajalik, et minimeerida kütusevarraste kahjustusi käidu ajal. Näiteks võib pragunenud kütusepellet laguneda kaheks terava servaga osaks, mis omakorda võivad kütusevarraste metalltorusse teha mikro- või makrokahjustusi (kõrgel temperatuuril on kütusepellet võrreldes kütusevarraste materjaliga oluliselt kõvem). Et kvaliteedikontroll tootmises nii oluline on, tehakse seda sageli nii masinate kui ka inimsilma ja -kogemuse abil.

Uraanipellet. Allikas: Ameerika Ühendriikide Tuumaohutuskomisjon

Üks kütusepellet on umbes $1\, \mathrm{cm}$ kõrge ning $1\, \mathrm{cm}$ läbimõõduga. Seejuures on keevaveereaktorite ning surveveereaktorite – mõlemad kergveereaktorid – kütusepelletid sisuliselt samade mõõtmetega.

Uraandioksiid on küll vees suhteliselt stabiilne aine, kuid sellegipoolest tuleb radioaktiivne materjal jahutusveest eraldada. Ühest küljest on see vajalik kiirguskaitse seisukohast, teisest küljest reaktori kontrollimiseks ning kütuse vahetamise seiskohast. Niisiis ei kühveldata uraandioksiidi pelleteid lihtsalt reaktorisüdamikku, vaid kütusepelletid laaditakse kütusevarrastesse.

Kütusevardad on sisuliselt õhukesed metalltorud, kuhu kütusepelletid sisse laetakse. Kütusevarda materjal on optimaalne, kui ta suudab kaitsta (shield) kütusepelleteid kõrgel rõhul ning temperatuuril, ilma et materjal neelaks endasse neutroneid ja ilma korrodeerumata. Seetõttu toodetakse kütusevardad tsirkooniumibaasil metallisulamist, millel on väga head korrodeerumisvastased omadused ning mis on neutronitele „nähtamatud”.

Kütusevarda üks ots keevitatakse esmalt kinni, misjärel see laetakse pelletitega kuni vajaliku piirini. Kütusevarrast ei saa pelleteid triiki täis laadida, kuna need paisuvad käidu ajal nii kiirguskahjustuse kui ka temperatuuri tõttu. Et pelletid kütusevardas ei loksuks, paigutatakse kütusepelletite ning kütusevarda vahele vedru. Seejärel keevitatakse ka varda teine ots kinni, olles täitnud pelletite väliskülje ning varraste siseseina vahelise ruumi heeliumiga. Kuna pelletid paisuvad ka radiaalselt, tuleb esialgu jätta pelletite ning varda siseseina vahele suurusjärgus $0,1\, \mathrm{mm}$ ruumi – pilu (gap) –, mis aga käidu jooksul oluliselt väheneb. See ruum täidetakse rõhu all heeliumiga, kuna heeliumi soojusjuhtivus on tunduvalt parem õhu omast, samas aga ei mõjuta inertgaas kütusevarda keemiat ega neutroniökonoomikat. Üks kütusevarras on u $4\, \mathrm{m}$ pikk, u $2\, \mathrm{cm}$ diameetriga ning sisaldab u $400$ pelletit. Kuigi keevaveereaktorite ning surveveereaktorite kütusevardad on mõõtmetelt sarnased, on nende reaktorite kütusekoostud mõnevõrra erinevad.

Kütusekoostudeks kutsutakse pelletitega täidetud kütusevarraste kogumit ning seda koos hoidvat metallstruktuuri. Kütusekoostu on praktiline lahendus reaktorisüdamiku laadimiseks. Teoreetiliselt võiks reaktorit laadida ka eraldi kütusevarrastega, kuid see oleks väga aeganõudev ning kütusevarraste pika ja peenikese kuju tõttu laadimismasinatelt väga suurt täpsust nõudev ettevõtmine. Seetõttu koondatakse suurem hulk kütusevardaid omavahel kokku kütusekoostudeks. Keevaveereaktorite kütusekoostud võivad näiteks koosneda $8 \times 8$ või $12 \times 12$ kütusevardast, surveveereaktorite kütusekoostudes on sageli rohkem kütusevardaid, $17 \times 17$ .

Kütusekoostu on enamasti umbes $4,5\, \mathrm{m}$ pikkune, ruudukujulise ristlõikega struktuur. Kütusevardad hoitakse sirgetena ning üksteisest õigel kaugusel distantsvõrede (spreader’ite) abil, mis paigutatakse umbes iga poole meetri tagant. Distantsvõrede teiseks ülesandeks on ka hoolitseda ühtlase veevoolu eest käidu ajal, s.t et kütusevarraste pind üle ei kuumeneks lokaalse keemise või ärakuivamise tõttu. Vee voolu ning jahtumise iseloomu reaktorites analüüsitakse väga põhjalikult termaalhüdraulika abil ning distantsvõrede arendustöö ja kuju on just sellise modelleerimise tulemus.

Erinevalt kütusevarrastest on kütusekoostud toodetud standardiseeritud rauasulamist 316SS, distantsvõred aga tavaliselt mõnest väga tugevast, erosioonile ja korrosioonile vastupidavast materjalist, milleks sageli on nikli-baasil sulamid (näiteks Inoconel 718X).

Kuidas kütusetootja teab, mida ta tootma peab?

Kütusetarnija vastutab kütusekoostu selle osa arenduse ning kvalifitseerimise eest, mis ei ole tuumkütus – teisisõnu kütusekoostu metallilised materjalid ja geomeetria. Sisuliselt pakuvad kütusetarnijad struktuuri, mis tuumaelektrijaamale sobiva tuumkütuse õigel kohal hoiab. Enamasti on aga tuumaelektrijaamade reaktorifüüsikute ülesandeks välja arvutada, millise rikastusastmega kütusevardaid ning kui palju kütusekoosteid ühel jaamal igaks konkreetseks laadimiseks vaja on. See informatsioon edastatakse kütusetarnijale ning selle informatsiooni alusel tellitakse ka kõik eespool kirjeldatud teenused. Esineb ka sellist töökorraldust, kus jaamad on vastavad arvutused hankinud kütusetarnijalt või kolmandalt osapoolelt. Kuna aga reaktorisüdamiku laadimine õige kütusega on nii ohutus- kui majanduslikust vaatenurgast ülioluline, on muutunud standardiks, et arvutusi tehakse vigade vältimiseks sõltumatult vähemalt kahe erineva organisatsiooni poolt.

Kuidas valida kütusetarnijat?

Reaktori laadimine kütusekoostudega sarnaneb mõneti auto tankimisega. Autoomanik teab näiteks, et tema auto mootor töötab diislikütusega, kuid võib turu pakkumise piires valida, millisest tanklast ta diislit ostab. Samuti on tuumaelektrijaamas teada, milliste parameetritega kütusekoostuid on vaja reaktori käitamiseks, kuid turul on enamasti mitu tarnijat, kelle vahel valida.

Sageli sõlmitakse kütuse tarnimiseks näiteks $5$ -aastased lepingud, kusjuures lepingu sõlmimise eelselt räägitakse läbi paljude kütusetootjatega ning katsutakse leida erinevaid viise, kuidas kütusekoostude hinda alla suruda. Näiteks võib kütusekoostude mitteoptimaalne käitumine konkurendi reaktoris olla argumendiks, miks kütusetarnija peaks hinda alla laskma. Kooste ostja viitab sel juhul riskile, et halvimal juhul tuleb jaam ajutiselt peatada, et streikiv kütuseelement reaktorisüdamikust eemaldada. Kütusetootjad aga katsuvad oma toodangu hinda konkurentide ees õigustada arendustööga, mis on ajalooliselt viinud kõrgema kasuteguri ning paremate ohutusmarginaalideni.

Osa jaamu tellib oma kütuse alati ühelt tarnijalt, kuna sel juhul on läbirääkimiskulud madalamad ning ka vajalikud arvutused toodetava kütuse parameetrite osas võimalik täielikult tellida ühest kohast. Teised jaamad on valinud laadida reaktorit mitme erineva tarnija kütusega, kuid siis tehakse üldjuhul kõik vajalikud arvutused ise.

Kui palju kütust on reaktoris energia tootmiseks tarvis?

Tuumareaktorite südamik koosneb tüüpiliselt $200–400$ kütusekoostust, kusjuures keevaveereaktorite südamikus on vähem koostuid kui surveveereaktorite südamikes. Ruudukujulise läbilõikega kütusekoostudest kujundatakse pea ringikujulise läbilõikega reaktorisüdamik.

Iga kütusekoostu kaalub umbes $500–600$ kilo, millest kolmveerand massist on kütusepelletid. Seega on reaktorisüdamikus korraga umbes $70–90$ tonni kütust. Tüüpiliselt on reaktorisüdamik $3–4\, \mathrm{m}$ kõrge ning $3–5\, \mathrm{m}$ läbimõõduga, mis viitab väga suurele massi- ning ka energiatihedusele südamikus.

Reaktori esmasel käitamisel koosneb kogu reaktorisüdamik värskest kütusest. Reaktori töötades aga hakatakse kütust etappidena välja vahetama. Juhtnööriks võib võtta, et reaktori kütust vahetatakse korra aastas hooldustööde käigus ning et korraga võetakse välja viiendik südamikust, ehk kõige kauem reaktoris olnud kütus. Lisaks liigutatakse hoolduspausi ajal kütusekoostud radiaalselt uutesse positsioonidesse. Värskeim kütus pannakse südamiku keskele, aastavanune kütus liigutatakse kontsentriliselt värske kütuse ümber, kaheaastane kütus üheaastase kütuse ümber jne. Seejuures on osas jaamadest tavaks teha ümberlaadimist koostuhaaval otse südamikus, teistes jaamades laaditakse kogu südamik esmalt ümber kütusekoostude basseini ning koostud tõstetakse alles hiljem uutesse positsioonidesse.

Värske kütus on vaid nõrgalt radioaktiivne ning on lisaks kütusevarraste poolt osaliselt varjestatud, mistõttu värskeid kütusekoosteid võib probleemideta transportida ning laadida reaktorisse ilma mingi lisavarjestuseta. Seevastu on kasutatud kütus kõrgradioaktiivne, mistõttu ümberlaadimine tuleb teha varjestusega. Praktiliselt on see lahendatud nii, et personal liigutab kütusekoostuid masinate abil, ilma veest välja tõstmata. Igal ajahetkel jääb veepinna ning kütusekoostude ülemise ääre vahele vähemalt $4\, \mathrm{m}$ vett, millest piisab täielikult kiirgusohutuse tagamiseks.

Kas reaktorisüdamik koosneb ainult kütusekoostudest?

Lisaks kütusekoostudele on igas reaktorisüdamikus ka hulgaliselt vabu positsioone, mis reaktori mittetöötamise ajaks kontrollvarrastega täidetakse, ning mis käidu ajal on tühjad. Peale sellele kasutatakse südamikus reaktiivsuse kontrolliks põletatava neutronimürgiga vardaid.

Lisaks kütusekoostudele toodavad kütusetarnijad ka neid komponente. Erinevalt tuumkütusest ei ole aga kontrollvarraste materjal erilise kontrolli all ning nende konstruktsioon ja materjal on oluliselt rohkem standardiseeritud. Ankur

Tuumaelektrijaamade abil elektrit tootes tekib, täpselt nii nagu loodusjõude ja teisi kütuseid elektriks muundades, erinevaid jäätmeid. Tuumaelektrijaamade jäätmetele on aga omane see, et osa neist on radioaktiivsed. Radioaktiivsete jäätmete esinemist tuumaelektrijaamas ei saa vältida mitte ühegi tehnoloogiavalikuga, nende teke on paratamatu. Aatomite lõhustumise abil elektrit tootes tekib seega radioaktiivseid jäätmeid, kuid inseneride ning teadlaste töö on tehnoloogia ja protsesside arendamise abil minimeerida toodetud jäätmeid ja lõppladestamisele kuuluvat jäätmete kogust ning tagada jäätmete ohutu käitlemine.

Arusaadavalt on just radioaktiivsed jäätmed sageli nii ühiskonna kui ka elektritootjate jaoks oluliseks murekohaks. Loendamatud uuringud tõestavad, et elanikkonna madal usk radioaktiivsete jäätmete ohutu pikaajalise lõppladestamise võimalikkusse on üks olulisemaid vastuargumente tuumaelektrijaamade rajamisele. Kuna osa tekkinud jäätmetest tuleb keskkonnast isoleerida väga pikaks ajaks – vähemalt sajaks tuhandeks aastaks –, on kohane olla skeptiline. Näiteks esitatakse elektritootjatele sageli allolevaid küsimusi:

„Kuidas saab tagada, et radioaktiivsus ei leki lõppladestusjaamadest põhjavette ja elukeskkonda?“
„Kuidas saab selgitada tulevastele põlvedele – tuhandeid aastaid tulevikus –, et lõppladestusjaama kohal ei tohi puurida või teha kaevetöid?“
„Mis siis, kui tulevikus on lõppladestusjaama piirkonnas maavärinad või hoopis jääaeg?“
„Ükski riik ei ole siiamaani ehitanud kasutatud kütuste lõppladestusjaama – kas ohutu lõppladestamine on seega üldse võimalik?“
„Milleks matta jäätmed maa alla, kas kuidagi teisiti ei saaks?“
„Kes selle kõik kinni maksab?“

Nüüdisaegsete normide ja põhimõtete kohaselt peetakse kõigi tuumaelektrijaama jäätmete ohutut käitlemist ning mõjude absoluutset minimeerimist keskkonnale vähemalt sama oluliseks kui elektri tootmist. Seega ei ole ülaltoodud küsimused kaugeltki mitte ainult ühiskonna mõtteis, vaid juhivad elektritootjate jäätmekäitluse tööd iga päev.

Uuringud näitavad, et hoolimata riigist, küsitletute soost või vanusegrupist, on ühiskonna suhtumine jäätmete teemal pigem negatiivne. Lähemal vaatlemisel selgub aga alati, et hoiak on positiivne kahes ühiskonnagrupis. Paradoksaalselt moodustavad esimese grupi inimesed, kes elavad jäätmekäitluskohtade, tuumajaamade ja lõppladestusjaamade vahetus läheduses. Teise grupi moodustavad inimesed, kelle haridustase on keskmisest kõrgem. Selgitus mõlema grupi positiivsusele on lihtne: neile inimestele on tagatud ligipääs kvaliteetsele informatsioonile ning nii tekib võimalus kujundada oma hoiakuid info-, mitte hirmupõhiselt.

Seda silmas pidades ongi käesoleva peatüki eesmärk pakkuda sissejuhatavat informatsiooni radioaktiivsete jäätmete kohta. Muu hulgas leiab lugeja vastuseid nii ülal esitatud kui muudelegi küsimustele jäätmete asjus. Teemast tõsisemalt huvitatud lugejat – nii tuumaenergeetika pooldajat kui vastast – julgustame aga lisaks lugema ja erinevaid allikaid võrdlema. Vaid nii saab kujuneda arvamus, mis on enda oma.

Mis on radioaktiivsed jäätmed?

Üldiselt kehtib põhimõte, et materjalid nagu uraan, plutoonium, toorium või muud radioaktiivsed ained, mida kavatsetakse kasutada või mida on võimalik kasutada energia tootmiseks, loetakse „tuumamaterjalideks“. Tuumamaterjaliks, mitte radioaktiivseteks jäätmeteks, loetakse tavaliselt ka kasutatud tuumkütus, mida ei ole veel viidud lõppladestusjaama. Põhjus on lihtne – kasutatud tuumkütusest on võimalik pärast selle ümbertöötlemist uuesti elektrit toota. Kasutatud tuumkütuseid, mis on juba viidud lõppladestusjaama või mis on ümber töödeldud nii, et neid enam energia tootmiseks kasutada ei ole võimalik, loetakse radioaktiivseteks jäätmeteks. Milliseid radioaktiivseid aineid loetakse jäätmeteks ning milliseid mitte, reguleerib täpsemalt igas riigis kehtiv seadusandlus.

Tuumajaamade käidus hoidmiseks kasutatakse ka kulumaterjale, mis radioaktiivsusega kokku puutudes ise radioaktiivseks võivad muutuda ning mida seetõttu jäätmeteks loetakse. Sellised jäätmed transporditakse jooksvalt jäätmete vahelattu või lõppladestusjaama. Näiteks loetakse pärast kasutamist jäätmeteks erinevad süsteemi veefiltrid ja osa tööriietest, kuna nende puhastamine ei ole otstarbekas. Seevastu saneeritakse radioaktiivsusega kokku puutunud tööriistad esimesel võimalusel ning antakse tagasi nn vabakasutusse.

Lisaks loetakse radioaktiivseteks jäätmeteks materjale, mis on ükskõik millise tuumarajatise – näiteks tuumajaama, röntgeniaparatuuriga kabineti, maavarade kaevanduse – käidu jooksul radioaktiivseks muutunud, kuid alles pärast nende rajatiste käidu lõppu. Tuumaelektrijaama puhul tähendab see, et jaama lammutusfaasis eraldatakse radioaktiivseks muutnud veetorud, ventiilid, betoon jms ülejäänud ehitusprahist ning ladestatakse lõppladestusjaamas.

Miks ei peeta kasutatud tuumkütuseid tingimata jäätmeteks?

Kasutatud tuumkütus erineb muudest kütustest selle poolest, kui palju temas energiat peale reaktoris kasutamist alles jääb. Puuhalg, mis on kaminas juba korra põlenud, on põlemisel ära andnud pea kogu oma potentsiaalse energia. Väga efektiivse põlemise korral jääb sellest halust, lisaks soojaks köetud toale, alles vaid tuhk. Kui tegu on mitteefektiivse põlemisprotsessiga, näiteks halu suure niiskussisalduse tõttu, võivad kaminarestile alles jääda ka söestunud tukid.

Tuumkütus toodab küll kasutamisel väga palju soojusenergiat, kuid ei hävi selle tulemusel fossiilkütustega võrreldaval määral. Valdava osa kütusest, ka pärast selle reaktorist eemaldamist, moodustab uraan. Seega saab kütust ümber töödelda uuteks kütusevarrasteks ning kasutada pea kõigis tänapäeval olemasolevates reaktorites. Osa riike on ka valinud võimaluse hoida kasutatud kütust varuks alles arenduses olevatele kiirete neutronitega reaktoritele, et arendatud kütusetsükli abil tulevikus veelgi efektiivsemalt elektrienergiat toota. Kasutatud kütust võib teisisõnu lugeda suure potentsiaaliga ressursiks, mida osa riikidest valib ekspluateerida täna, osa tulevikus, osa üldse mitte. Seetõttu ei loetagi kasutatud kütust jäätmete alla enne, kui kütus on lõppladestuspaika viidud.

Lõppladestusjaam on rajatis, mille abil isoleeritakse radioaktiivsedjäätmed ohutult keskkonnast. Rahvusvahelised teadlaste, inseneride ning energeetikute foorumid on jõudnud ühisele arusaamale, et optimaalseim viis radioaktiivsete jäätmete ohutuks pikaajaliseks isoleerimiseks on nende matmine piisavalt sügavale maa alla. Lõppladestusjaam on seega rajatis, mis luuakse maapinnast allapoole, kusjuures selle sügavuse määrab jäätmete radioaktiivsustase. Mida pikema elueaga on jäätmed ning mida kõrgem jäätmete radioaktiivsustase, seda sügavamale jaam ehitatakse. Lühikese elueaga jäätmed seevastu võib matta ka maapinna lähedale. Millise konkreetse ehitusprojekti järgi ning millist kaevandamise tehnoloogiat kasutades jäätmed maa alla saadakse, oleneb faktoritest, nagu geoloogia, jäätmete hulk, ühiskonna arvamus, siduvad varasemad strateegilised valikud jms.

Seni on väga madala radioaktiivsusega jäätmete ladestamiseks kasutatud ka maapealseid jaamasid, mis sisuliselt näevad käidu vältel välja nagu ehitusplatsi parklad. Konkreetse maalapi mahu täitumisel kaetakse jäätmete pakendid – konteinerid, metalltünnid vms – pinnasega. Kuigi maapealsed lõppladestusjaamad on tänu väga väikesele maetavale radioaktiivsusele ohutud, ei julgustata enam nende rajamist peamiselt nende „optika“ tõttu – selline ladustamisviis ei ole ühiskonnale vastuvõetav.

Enamasti on otstarbekas rajada eraldi lõppladestusjaamad kasutatud kütusele ning muudele jäätmetele, kusjuures geograafiliselt võivad nad siiski olla samas kohas, kuid eri sügavustel. Praktika kohaselt peab kasutatud kütuse deponeerima vähemalt $400$ meetri sügavusele, samal ajal kui väiksema radioaktiivsustasemega jäätmete matmiseks piisab kuni $40$ meetrist. Kõigi tekkinud jäätmete $400$ meetri sügavusele deponeerimine oleks seega nii-öelda üledimensioneeritud lahendus, samas kui kasutatud kütuse maapinna lähedale matmist ei saa lugeda ohutuks. Nii peab iga riik praktikas arvestama vähemalt kahe eri tüüpi lõppladestusjaamaga. Rootsi on valinud ehitada hoopis kolm lõppladestusjaama – ühe lühikese ja keskmise elueaga jäätmete, ühe pika elueaga jäätmete ning ühe kasutatud kütuse jaoks. Kõik kolm jaama ehitatakse aga samasse piirkonda, Forsmarki tuumajaama kõrvale, pealinnast Stockholmist umbes 150 kilomeetri kaugusele.

Miks peab jäätmeid just maa alla matma?

Jäätmetest vabanemiseks on uuritud ka teisi alternatiive peale geoloogilise deponeerimise ehk maa alla matmise. Uuritud on näiteks võimalusi saata jäätmed avakosmosesse või uputada ookeanisügavikesse. Avakosmosesse saatmisel oleks küll see eelis, et jäätmed ei oleks tulevikus enam inimkonna probleem. Lisaks väga kõrgele hinnale on aga ka rakettide õhkutõusmise õnnestumise statistika kehvapoolne, mistõttu see alternatiiv ei ole realistlik. Mis puudutab ookeanidesse uputamist, siis kasutati seda meetodit madala radioaktiivsusega jäätmetest „vabanemiseks“, kuni see ülemaailmselt aastal 1969 ära keelati. Mõnevõrra üllatuslikult on näidatud, et kilomeetrite sügavusele merepõhja deponeerimisel on mitte ainult majanduslikud, vaid ka pikaajalised ohutustehnilised eelised. Ilmselt võib aga eeldada, et seda deponeerimismeetodit tulevikus rakendama ei hakata. Mitte ainult ei kiidaks ühiskond seda kunagi heaks, vaid ka meie tegelikud teadmised meresügavustest on seni kesisemad kui kosmosest. Kui riigi territooriumile matmine puudutab peamiselt vaid selle riigi elanikke, siis mered ja ookeanid mõjutavad kogu maailma.

Jäätmetest vabanemiseks on kaalutud ka kõrgtehnoloogilisi lahendusi, nagu näiteks radioaktiivsete isotoopide transmuteerimist kiirendite abil. Seni ei ole aga jõutud lahenduseni, mis põletaks oluliselt rohkem jäätmeid, kui protsessi käigus juurde tekib.

Hoolimata reaktoritehnoloogia valikust toodetakse alati jäätmeid, mis tuleb ohutult hoiustada. Aaastakümnete pikkuste analüüside järel on jõutud arusaamisele, et maa-alused matmispaigad on parim kombinatsioon pikaajalisest ja lühiajalisest ohutusest, maksumusest ning ka avalikust heakskiidust. Seega tuleb igal tuumaelektrijaamu käitaval riigil valmistuda ka kohustuseks rajada maa-alune lõppladestusjaam kõrgradioaktiivsete jäätmete jaoks.

Kuhu saab rajada lõppladestusjaama?

Lõppladestusjaama ei saa rajada umbropsu, sellele sobiv asukoht tehakse kindlaks pika ja süstemaatilise protsessi tulemusel. Sageli kasutatakse esimese sammuna välistusmeetodit, s.t leitakse need piirkonnad, kuhu jaama rajada ei ole võimalik. Sellisteks on looduskaitsealad, tiheda inimasustusega alad, seismiliselt ebastabiilsed piirkonnad, märgalad jne. Seejärel saab keskenduda juba neile piirkondadele, kuhu jaama rajamine oleks mõistlik nii pikaajalise ohutuse tagamise, kulude kui ka infrastruktuuri seisukohast. Kuna demokraatlikes riikides ei rakendada sundehitust, siis peavad ka kohalikud omavalitsused ning elanikud lõppladestusjaama ehitust toetama.

Lõppladestusjaama asukoha määravaks faktoriks on aga piirkonna geoloogia, mida enne lõpliku otsuse tegemist põhjalikult uuritakse. Näiteks ei sobi asukoht, mis on liiga poorne, mida läbivad põhjavee sooned või mille keemia aitaks kaasa jäätmekonteinerite korrosioonile ja radioaktiivsuse migreerumisele.

Kokkuvõtvalt otsustatakse lõppladestusjaama asukoht selle kaudu, et leitakse kõik asukohad, kuhu seda ehitada ei saa või pole mõistlik.

Eestis ei ole graniiti, kas siia lõppladestusjaama ehitamine on võimatu?

Mitte kõik tuumaelektrijaamadega riigid ei saa, erinevalt meie põhjanaabritest, ette näidata graniidist aluskivimit. Kuigi graniiti matmine lihtsustab probleemi tänu sellele, et meetodit on pikalt arendatud ning selle ohutust põhjalikult demonstreeritud, ei ole graniidi olemasolu hädavajalik. Mõnel pool plaanitakse matmist hoopis soolakihti, mõnel pool savisse. Tehniline lahendus arendatakse välja vastavalt geoloogiale, mitte vastupidi.

Kuid ka Eesti maapõu ei koosne vaid paekivist, savist ja põlevkivist. Tegelikult asub Eesti samal, miljardeid aastaid vanal Fennoskandiakilbil, kus Skandinaaviagi. Erinevalt Rootsist ja Soomest, kus erinevad settekivimid on aja jooksul erosiooni tõttu minema uhutud, katab Eesti graniiti settekivimite kiht, mis kujundab meile harjumuspärase looduspildi. Settekivimite kiht on kõige õhem Eesti põhjarannikul ning geoloogilised mõõtmised on näidanud, et kristalliline aluskord algab seal juba $240$ meetri sügavusel. Lõuna-Eestis tuleb graniidini jõudmiseks läbida umbkaudu $500$ meetrit settekivimeid.

Nagu mainitud, ei ole graniidi olemasolu lõppladestusjaama ehitamisel määrav. Süvageoloogiliste lõppladestusjaamade graniiti rajamisele huvitavaks alternatiiviks on kütuse matmine süvapuuraukudesse. Sellised spetsiifiliselt kütuse matmiseks rajatud puuraugud ulatuksid kilomeetri sügavusele maapõue ning deponeerimiskapslisse paigutatud kasutatud kütus saadetaks sellele sügavusele vastavate tõste- ja langetusmehhanismide abil. Erinevalt Skandinaaviasse ehitatavatest jaamadest ei kaasne selliste puuraukudega ulatuslikke ehitustöid, ühe puuraugu rajamiseks piisab mõnekümne ruutmeetri suurusest platsist. Oluline boonus on ka võimalus jäätmeid deponeerida jooksvalt – uue puuraugu saab ette valmistada täpselt selleks ajaks, kui vastav kogus jäätmeid deponeerimist ootab.

Kuidas tehakse lõppladestusjaamad keskkonnale ohutuks?

Lõppladestusjaamade peamine eesmärk, hoolimata deponeeritavast jäätmetüübist, on ennetada radioaktiivsuse leket jäätmetest nii, et see ei saaks mõjutada elusloodust. Teisisõnu on lõppladestusjaama eesmärk tagada, et radioaktiivsed jäätmed jäävad puutumatult deponeerimispaika, kuni nad enam ohtlikud ei ole. Deponeeritavad jäätmed on pea eranditult tahked ained ning nende edasikandumine kuivas kivimis on väga piiratud. Seega on radioaktiivsuse lekke peamiseks eeltingimuseks vee olemasolu lõppladestusjaamas. Puutudes kokku radioaktiivsete jäätmetega, võib vesi saastuda ning kanda radioaktiivsuse meie elukeskkonda.

Lõppladestusjaamad projekteeritakse nii, et radioaktiivsete jäätmete lagunemise perioodil sellised lekked ei oleks võimalikud. Osaliselt tähendab see õige asukoha valikut, osalt tehnilisi lahendusi. Nii asukohavaliku kui ka tehniliste lahenduste eesmärk on luua mitmesuguseid barjääre, mis tõkestavad radioaktiivsuse leket keskkonda. Asukohavalikuga leitakse piirkondi, mis on sadade tuhandete aastate jooksul olnud muutumatud, kus ei esine maavärinaid ning puuduvad vee liikumist võimaldavad praod. Ideaalne asukoht oleks absoluutselt kuiv, kuid olulisim on just asukoha isoleeritus meie põhjaveest. Nagu mainitud, on jäätmete edasikandumine kivimis ilma vee abita pea võimatu.

Peale naturaalsete barjääride luuakse ka tehnilised lahendused, mis takistavad radioaktiivsuse leket. Tehniliste barjääride arendus on olulisim just kasutatud tuumkütuse lõppladestamisel, teiste jäätmete puhul mängivad need väiksemat rolli. Kasutatud tuumkütuse puhul hõlmab kasutatud tuumkütus ise kaht barjääri. Nimelt hoiavad keraamilisel kujul kütusepelletid ise kinni pea kogu radioaktiivsuse. Pelletite keemiline vorm on väga stabiilne ning sisuliselt ei reageeri veega. Lisaks pakendatakse kasutatud tuumkütus tsirkooniumisulamist torudesse, mis omakorda on korrosioonikindlad. Kahjustatud kütusevardaid, mille tsirkooniumisulamist torudes esineb materjali läbivaid defekte, otse ei deponeerita. Need kapseldatakse eraldi torudesse, et tagada samad barjäärid kõigile kütusevarrastele.

Ülejäänud tehnilised barjäärid kasutatud kütuste lõppladestusjaamades sõltuvad konkreetse riigi lahendusest. Näitena võib tuua aga maailmas esirinnas olevat, Rootsis ja Soomes rakendatavat lahendust. Nii ei deponeerita kasutatud tuumkütuseid otse kivimisse, vaid pannakse esmalt korrosioonikindlasse vasesulamist deponeerimissilindrisse, mis mahutab mitu kütuseelementi. Silindri seina paksus on projekteeritud selliselt, et ka vette uppunult ei korrodeeruks vasksilinder enne miljoni aasta möödumist – s.t lekkekindlus on tagatud $900 000$ aastat pikemaks perioodiks, kui on vajalik kapsli sisu ohutuks muutumiseks.

Viimane tehniline barjäär rakendub juba deponeerimiskapsli lõppladestusjaama paigutamisel. Lõppladestusjaamas on iga kapsli jaoks graniiti süvendatud oma pesa. See pesa vooderdatakse bentoniitsavi plokkidega, et hoida kapslit võimalikult kuivana. Nimelt on bentoniidil omadus veega kokku puutudes oluliselt paisuda ning kõveneda, mis lõikab ära vee edasipääsutee vaskkapslini. Bentoniitsavi on paljudele tuttav palju argisemast rakendusest: see on kassiliiva peamine koostisaine.

Seega hoiab radioaktiivsuse kandumist ökosüsteemi ära mitu barjääri: tuumkütuse pelletid ise, tsirkooniumisulamist torud, korrosioonikindel kütuse deponeerimiskapsel, deponeerimiskapslit vee sissetungi eest kaitsev savikiht ning lõppladestusjaama selline asukohavalik, et see on sadade tuhandete aastate jooksul isoleeritud elukeskkonnast.

Milline on tuumajäätmete lõppladestamise mõju keskkonnale ja inimestele?

Tuumajäätmete ladestamise tehnilistest detailidest olenemata järgitakse põhimõtet, et tuumajäätmete mõju inimestele, floorale ja faunale ei tohi ületada kindlat piirväärtust ehk riskikriteeriumi. Nii praktiliselt kui ka filosoofiliselt küsimusele lähenedes on selge, et see piirväärtus ei saa olla null. Tõestada ning eeldada täiesti olematut mõju ükskõik milliselt inimtegevuselt ei ole mõeldav. Sellest hoolimata seatakse jäätmete käitlemise ning lõppladestamise mõju piirväärtus alati väga madalaks, s.t prognoositav mõju peab olema minimaalne selleks, et lõppladestusjaama rajada saaks.

Paljud riigid kasutavad riskikriteeriumiks väärtust $10^{-6}$ . Lahti seletatult tähendab see, et kogu riigi ladestatud tuumajäätmete mõju võib olla selline, et ühegi inimese tõenäosus saada vähktõbi lõppladestusjaama olemasolu tagajärjena ei ületa ühelgi ajahetkel üht miljonist. Sama riski saab väljendada ka absorbeeritud doosina, mis vastab väärtusele $14\, \mathrm{\mu Sv}$ aastas. Et sellesse piirväärtusse paremini suhestuda, võib võrdluseks tuua, et Eestis elav inimene saab keskmiselt kiirgusdoosi $2\, \mathrm{mSv}$ , ehk $2000\, \mathrm{\mu Sv}$ aastas. Seda doosi põhjustavad nii maapinnas looduslikult esinev uraan ja selle lagunemisprodukt radoon kui ka kosmiline kiirgus. Samuti põhjustab doosi röntgenipiltide tegemine, teatud toidud ning lennureisid. Radioaktiivsuse doos meie igapäevaelus on seega üle $140$ korra kõrgem kui maksimaalne lubatud doos lõppladestusjaamadest.

Kuidas tekivad radioaktiivsed jäätmed?

Vast valminud tuumaelektrijaam, millesse tuumkütust ei ole veel laetud, ei ole radioaktiivsem kui tavalised ehitusobjektid. Radioaktiivsed jäätmed tekivad alles pärast elektrienergia tootmise alustamist, kui algab aatomite lõhustumine tuumkütuses. Värske kütus on suhteliselt väheaktiivne materjal ning selle radioaktiivsust põhjustab vaid looduses naturaalselt esinev uraan.

Kokkuvõtvalt võib väita, et radioaktiivsed jäätmed tekivad kolmel viisil. Esimene viis – lõhustumine – muudab naturaalse radioaktiivsusega värske tuumkütuse kõrgradioaktiivseks. Lõhustumine saab toimuda ainult tuumkütuses, sest vaid tuumkütuses on aatomeid, millel on lõhustumispotentsiaal. Uraani aatomi lõhustumisel tekib harilikult kaks uut erinevate keemiliste elementide aatomit – lõhustumisproduktid –, mis võivad olla radioaktiivsed. Osa sellistest lõhustumisproduktidest on pika poolestusajaga, ehk nad jäävad radioaktiivseteks pikaks ajaks. Lõhustumisproduktidel ei ole energia tootmise seisukohast mingit väärtust, pigem muudavad nad jäätmekäitluse keerukamaks.

Lisaks aatomite lõhustumisele tekib kütuses ka uraanist kõrgema aatominumbriga keemilisi elemente, sest osa uraani aatomeid neelab lõhustumise käigus tekkinud neutroneid (iseenesest on tegu allpool kirjeldatud indutseerimisega). Need kõrge aatomiarvuga transuraanelemendid on eranditult radioaktiivsed. Nii transuraanelementide kui ka pika poolestusajaga lõhustumisproduktide tõttu erineb kasutatud tuumkütus teistest radioaktiivsetest jäätmetest ja seda käideldakse spetsiaalse jäätmeliigina. Kasutatud kütus moodustab lõviosa kõrgradioaktiivsete jäätmete lõppladestusjaama inventarist.

Teine viis – indutseerimine – muudab radioaktiivseks tuumaelektrijaama need osad, mis jäävad lõhustumisel vabaneva energia ning neutronite välja. Indutseerimine viitab faktile, et mitteradioaktiivsetes materjalides kutsutakse esile ehk indutseeritakse radioaktiivsus. Nimelt muutuvad ka tavalised ehitusmaterjalid radioaktiivseteks, kuna nende materjalide aatomid võivad reageerida neutronite või vabanenud energiaga ning selle tulemusel muutuda radioaktiivseks. Tuumaelektrijaamas sellise, pea alkeemilise protsessi tulemusel moodustunud samade või uute keemiliste elementide radioaktiivsed isotoobid on sageli üsna pika poolestusajaga, mis tähendab, et nende radioaktiivsuse langemine algsele, looduslikule tasemele võtab kaua aega. Õnneks on reaktorid konstrueeritud nii, et võimalikult suur osa neutronitest neelduks kütuses ning et neutronite ja energia kiirgusväli ei jõuaks oluliselt väljapoole reaktorianumat. Nii kuuluvad indutseeritud radioaktiivsusega jäätmete hulka peamiselt reaktorianum ning selle sees olevad struktuurid ja seadmed, välja arvatud kütus. Indutseerimise teel tekkinud radioaktiivsed jäätmed loetakse valdavalt keskmise aktiivsusega, pika poolestusajaga jäätmete hulka.

Kolmas viis radioaktiivsete jäätmete tekkeks tuumajaamas on kontaminatsioon ehk saaste. Siinjuures on oluline märkida, et kontamineerimise all peetakse silmas ainult tuumajaama enda primaarkontuuri ning sellese lülitatud seadmete – soojusvahetid, veetorud, veefiltrid, aurugeneraatorid jms – saastamist.

Tuumajaamast vette ja õhku lastavad emissioonid on väga madalate piirväärtustega. Reeglina on need nii madalad, et tuumajaamast eralduvat radioaktiivsust tuleb tuvastada ning taustkiirgusest eraldada spetsiaalsetes laboritingimustes ning „saastest“ rääkida on seega kohatu.

Radioaktiivne kontaminatsioon, nagu muu saastegi, viitab sellele, et puhtad pinnad, gaasid või vedelikud muutuvad radioaktiivseks, puutudes kokku radioaktiivse materjaliga. Nimelt eksisteerib iga reaktori jahutusvees väga väike osa lahustunud ning mittelahustunud metalliosakesi, mis reaktorisüdamikku sattudes võivad muutuda radioaktiivseks ülalkirjeldatud indutseerimise tõttu. Need radioaktiivsed metalliosakesed on nii väikesed, et neid kantakse edasi isegi koos auruga, mistõttu neil on potentsiaal kontamineerida suuremal või vähemal määral terve tuumaelektrijaama primaarkontuuri pinnad. Kuna saaste on peamiselt pindmine nähtus, on radioaktiivset kihti primaarkontuuri pindadelt võimalik kas keemiliste või mehaaniliste protsesside abil eemaldada või tunduvalt vähendada. Seetõttu on võimalik suurt osa isegi oluliselt kontamineeritud materjale käidelda kui madala radioaktiivsustasemega jäätmeid.

Võib ka märkida, et kontaminatsioon on see mehhanism, mis põhjustab radioaktiivsuse esinemist materjalidel, mis tuuakse tuumajaama sisse remondi-, hooldus- ja puhastustööde või protsesside monitoorimise eesmärgil. Nii näiteks võib radioaktiivset saastet esineda vähemal või rohkemal määral tööriietel, kemikaalides, töövahenditel, tööriistadel ja muudel kuluvahenditel. Võimalusel saaste eemaldatakse näiteks pesemise teel ning töövahendid võetakse puhastena uuesti käiku. Osa sellistest materjalidest aga tuleb lugeda madala radioaktiivsusega jäätmete hulka.

Kuidas vähendatakse radioaktiivseid jäätmeid?

Küsimusele praktiliselt lähenedes võib öelda, et vähendada saab kas jäätmete koguaktiivsust, jäätmete mahtu või mõlemat. Jäätmete koguaktiivsuse vähendamise eesmärgil valitakse juba tuumajaama projekteerimisel õiged materjalid, et vähendada indutseeritud radioaktiivsuse teket. Samal põhjusel ei projekteerita neutronite välja ka ühtegi üleliigset seadet ega süsteemi. Tähtsaimat rolli koguaktiivsuse vähendamisel mängib seega ennetamine ning läbimõeldud käit.

Jäätmete mahtu ehk lõppladestusjaamas deponeeritava materjali ruumala on oluliselt lihtsam kontrollida. Suhtumine jäätmekäitlusse on aastakümnetega arenenud samas taktis nagu suhtumine uude jäätmete käitlemissegi. Nüüdisaegne tuumajäätmete käitlus lähtub nõuetest jäätmeid sorteerida, kompakteerida, suurendada taaskasutuse osakaalu ning jäätmete tootmist võimaluste piires minimeerida. Sealjuures on täheldatud, et vastutustundlik jäätmekäitlus kätkeb endas ka madalamaid kulusid, mis on hea motivaator jäätmete vähendamiseks.

Jäätmete mahu piiramiseks tehakse tuumajaamades suuri ponnistusi nii jaama projekteerimisel, käidu ajal kui ka dekomisjoneerimisel. Määrav on jällegi primaarkontuuri torude, reaktorianuma, ventiilide, kütusekooste, keevituste ja muude detailide materjalide valik. Reaktorite konstruktsioonis kasutatakse näiteks äärmiselt korrosioonikindlaid materjale, millel on ühtlasi väga madal potentsiaal neutronite väljas radioaktiivseks muutuda. Loogika on lihtne: mida madalam indutseeritud aktiivsus ning suurem korrosioonikindlus, seda madalam on pindade saaste ning väiksem koguradioaktiivsus. Ka jäätmete sorteerimine nende radioaktiivsustaseme, poolestusaegade, "kandva“ materjali tüübi ning taaskasutatavuse järgi aitab vähendada lõppladestusjaamade mahtu. Näiteks on võimalik aurugeneraatorite hiiglaslike mõõtmete ja massiga metallist seadmed – metalli kogumassist $99\%$ taaskasutusse võtta. Teisisõnu eraldatakse saneerimise käigus vaid $1\%$ seadme kogumassist ning käideldakse kui radioaktiivseid jäätmeid, kuigi seade on samas kontuuris kui kogu reaktori kütus.

Kuidas aga vähendada nii tekkinud koguaktiivsust kui ka mahtu? Üheks alternatiiviks on kütuse ümbertöötlemine, mille käigus veel ära kasutamata uraanist toodetakse uusi kütusevardaid juba olemasolevatesse reaktoritesse ning väga pika poolestusajaga problemaatilised transuraanelemendid eraldatakse kasutatud kütuse massist. Kuigi need elemendid moodustavad nii massi kui ka mahu poolest kasutatud kütusest vaid mõne protsendi, on nende pikk poolestusaeg ning lagunemisel vabanev energia määravaks lõppladestusjaamade projekteerimisel ja rajamisel – nad on dimensioneeriva tähtsusega. Kütust ümber töödeldes on seega võimalik samast kütusest kätte saada rohkem energiat ehk vähendada jäätmete mahtu toodetud energiaühiku kohta, kuid tänu sorteerimisele vähendada ka lõppladestusjaamade kogumahtu.

Lisaks ülaltoodule on teadlased ning arendajad üle maailma näidanud, et jäätmete mahtu ja aktiivsust saaks samaaegselt vähendada, tõhustades kommertsreaktori kütuses tekkinud transuraanelemente äga kõrge energiaga neutronite abil. Igapäevases kõnes peetakse selle all silmas, küll mõnevõrra ekslikult, neljanda generatsiooni reaktoreid ehk tehnoloogiat, mis oleks võimeline põletama kõiki uraani isotoope ning transuraanelemente, tootes seejuures taskukohast elektrienergiat. Hoolimata faktist, et kiirete neutronite abil töötavaid reaktoreid on arendatud aastakümneid, tuleb nende laialdasse kommertsrakendusse levimist paraku veel oodata. Nimelt seab kiire neutronivoog materjalidele nii suured nõuded, et selliste reaktorite jätkusuutlikkus ei oleks enamikule ettevõtetele ning toodetava elektrienergia hinnatase ühiskonnale vastuvõetavad.

Kas kõik radioaktiivsed jäätmed pärinevad tuumajaamadest?

Tuumaenergeetika sektoris on peale elektri tootmise teisigi radioaktiivseid jäätmeid tootvaid protsesse. Nii näiteks muutuvad radioaktiivseks ka rajatised, kus kaevandatakse uraani, toodetakse kütust, töödeldakse kütust ümber ja rikastatakse uraani. Neist kõrgeima radioaktiivsustasemega on seejuures ümbertöötlustehased, kuna seal töödeldakse nii keemiliste kui ka mehaaniliste protsesside abil ümber kõige kõrgema radioaktiivsustasemega materjale terves energeetika sektoris. Ülejäänud protsessides on radioaktiivsuse põhjuseks peaasjalikult uraan selle looduslikul või isotoopselt rikastatud kujul.

Radioaktiivseid jäätmeid toodetakse aga ka väga paljudes teistes ühiskonnale olulistes protsessides. Näiteks toodavad haiglad radioaktiivseid jäätmeid, kuna radioaktiivseid isotoope kasutatakse vähiravis. Hinnanguliselt võimaldavad spetsiaalsetes tuumareaktoreis toodetud radioaktiivsed isotoobid ravida iga teise vähidiagnoosiga patsiendi terveks või siis oluliselt pikendada tema eluiga. Ülikoolides ning teadusasutustes tehakse sageli uurimistöid radioaktiivsete ainete abil, kusjuures uurimistööde eesmärk võib varieeruda tapvaid haigusi kandvate putukate steriliseerimisest kuni maa-aluste veejoonte analüüsini. Radioaktiivsed jäätmed tekivad väga sageli ka maavarade kaevandamise kõrvalproduktina ja toornafta puurimisel. Näiteks on mõnel puhul radioaktiivne kõrvalprodukt – uraan – piisavalt suure kontsentratsiooniga, et seda koos maavaraga kaevandada ja müüa. Nii näiteks moodustab enamiku Austraalia Olympic Dam kaevanduse käibest kaevandatud vase müük, kuid lisaks kaevandatakse seal ka uraani.

Kuna tuumkütuseid kasutatakse ka jäälõhkujate ja allveelaevade käitamiseks, tekkib radioaktiivseid jäätmeid sealgi.

Kas Eestis on radioaktiivseid jäätmeid?

Kuigi Eestis ei ole toodetud tuumkütusest elektrit, on ka Eestis olulisel määral radioaktiivseid jäätmeid. Suurima osa radioaktiivsetest jäätmetest oleme paraku pärinud endise Nõukogude Liidu tegevusest. Nimelt käitati Paldiskis aastatel 1968–1989 kaht surveveereaktorit eesmärgiga treenida tuumaallveelaevade meeskondi kergemates tingimustes kui sügaval vee all, kuid siiski realistlikkust säilitades. Õppestendide reaktorid olid võimsuselt piisavalt piiratud, $70$ ja $90\, \mathrm{MW}$ , et need tänapäeval väikereaktorite alla loetaks.

Nende reaktorite kasutatud tuumkütust Eestis alles ei ole, kõik kütusevardad transporditi üheksakümnendate keskel Venemaale. Vastutus hoone ja reaktorisüsteemide lammutamise ja jäätmete lõppladestamise ees jääb siiski Eesti kanda. Selle lammutustöö käigus kogutud jäätmed tuleb, nagu muudki radioaktiivsed jäätmed, deponeerida lõppladestusjaamades. Praeguste plaanide kohaselt rajatakse Eestisse kaks lõppladestusjaama aastaks 2040.

Nii nagu teisteski riikides, tekib Eestis radioaktiivseid jäätmeid ka näiteks haiglatest ja ülikoolide uurimislaboritest. Needki jäätmed, mahult oluliselt väiksemad kui Paldiski lammutusjäätmed, lõpetavad ehitatavates lõppladestusjaamades.

Radioaktiivsete jäätmete kogust saab hinnata mitmel viisil. Enamasti väljendatakse jäätmete hulka mahus ja mõõdetakse kuupmeetrites. Põhjus on lihtne: jäätmete hulka arvestatakse peamiselt selleks, et ehitada õige suurusega lõppladestusjaamad ja transpordimahutid ning sel puhul on määrav just ruumala. Lisaks ei ole jäätmete koguse ette kujutamine massi alusel intuitiivne, kuna sama ruumala juures on näiteks betoon veest $2,4$ korda raskem ning tuumkütus pea $11$ korda raskem. Teisisõnu mahub ühe kuupmeetri sisse tonn vett, kuid pea $11$ tonni kasutatud tuumkütust.

Koguste väljendamisel sorteeritakse radioaktiivsed jäätmed omakorda nende aktiivsuse ning poolestusaja järgi. Nimelt tuleb keskkonda paremini isoleerida kõrge aktiivsusega jäätmete (iga ajaühiku jooksul laguneb palju aatomeid, eraldub palju energiat) kui madala aktiivsusega jäätmete (iga ajaühiku jooksul laguneb vähe aatomeid, eraldub vähe energiat) eest. Samuti peab keskkonda kaitsma kauem pika poolestusajaga jäätmete (lagunemine loodusliku radioaktiivsuse tasemeni võtab kaua aega, suurusjärgus sada tuhat aastat) kui lühikese poolestusajaga jäätmete (lagunemine loodusliku radioaktiivsuse tasemeni võtab aega kuni kümneid või sadu aastaid) eest.

Kõrgradioaktiivsete jäätmete hulk, s.t peamiselt kasutatud tuumkütus, moodustab vaid $3\%$ kogu jäätmete hulgast. Riigid, mis on otsustanud kasutatud kütuse ümbertöötlemise kasuks, toovad seda protsenti veelgi alla. Näiteks moodustavad kõrgradioaktiivsed jäätmed Prantsusmaal, kus tuumaelektrijaamad varustavad praegu umbes $75\%$ ulatuses $67$ miljonit elanikku ning tööstust, vaid $0,2\%$ radioaktiivsete jäätmete mahust.

Ühest tüüpilisest $1000\, \mathrm{MW}$ elektrilise võimsusega reaktorist käib aastas läbi umbes $30$ tonni kütusematerjali. See tootmisvõimsus jääb vaid veidi alla Eestis keskmiselt vajatava tootmisvõimsuse. Seega võib öelda, et Eesti aastase elektrienergia tarbimise saaks ära katta kütusega, mis kokku pressitult mahuks ühte $3$ kuupmeetri suurusse konteinerisse või täidaks kaks tüüpilist malmvanni. Arvestades nüüdisaegse reaktori hinnatavat eluiga – umbes $60$ aastat – saaks Eesti energiavajaduse selle aja jooksul ära katta kütusematerjaliga, mis kasutatuna mahuks ära kahe seinast seinani täis laotud standardmõõdus veoki peale.

Kuigi matemaatiliselt on selline arvutuskäik tõene, hoiustatakse kasutatud kütust reaalselt teisiti. Umbes kolmandik maailma kasutatud kütusest töödeldakse ümber uuteks kütusevarrasteks, ülejäänud kütus säilitatakse puutumatult. Mõlemal juhul, oluliselt rohkem aga ümbertöötluseta stsenaariumis, vajatakse jäätmete lõppladestamiseks siiski rohkem ruumi praktilistel, insenertehnilistel, soojuslikel ja tööohutuskaalutlustel.

Kõrgradioaktiivsed jäätmed moodustavad küll $3\%$ kõigist jäätmetest, kuid sisaldavad umbes $95\%$ kogu radioaktiivsusest. Ülejäänud radioaktiivsus jaotub keskmise radioaktiivsusega ning madala radioaktiivsusega jäätmete vahel. Absoluutses enamuses madala radioaktiivsusega jäätmed moodustavad küll $90\%$ jäätmete mahust, kuid sisaldavad vaid $1\%$ kogu radioaktiivsusest.

Radioaktiivsete jäätmete ohtlikkuse periood sõltub jäätmete radioloogilisest inventarist, ehk millistest radioaktiivsetest isotoopidest konkreetsed jäätmed koosnevad. Peale koguse on oluline ka see, millised on jäätmetes esinevate isotoopide poolestusajad, kui kõrge on iga isotoobi lagunemise protsessi tulemusena eraldatav energia ning isotoobi lagunemise moodus. Kõigi nende faktorite koostööl saab välja arvutada, milline oleks jäätmete mõju elusloodusele igal ajahetkel. Jäätmete mõju elusloodusele ehk doosi hinnatakse ühikus $\mathrm{Sv}$ , Sievert (eesti keeles siivert).

Erinevatel radioaktiivsetel isotoopidel, ka sama keemilise elemendi isotoopidel, on erinevad poolestusajad. Poolestusaeg viitab perioodile, mille jooksul radioaktiivse aine mass väheneb poole võrra. Jäätmed jaotatakse harilikult neis domineerivate poolestusaegade järgi kolme gruppi: pika, keskmise ja lühikese elueaga jäätmeteks. Pikk eluiga tähendab seda, et jäätmetes domineerivad sellised isotoobid, millel on pikk poolestusaeg. Lühike eluiga tähendab vastupidist – peaasjalikult on jäätmetes sellised isotoobid, mille poolestusaeg on lühike.

Pika elueaga jäätmed, peamiselt kasutatud kütus, oleksid ilma neid korralikult isoleerimata elukeskkonnale ohtlikud väga pika aja jooksul, üle saja tuhande aasta. Seetõttu kulutatakse lõppladestusjaamade projekteerimisele, keskkonnauuringutele ning lahenduste valideerimisele palju aega, energiat ja raha. Lõppladestusjaamad peavad olema ehitatud nii, et nende erinevad funktsioonid kaitseksid keskkonda jäätmete eest väga pika aja jooksul. Lühikese elueaga jäätmed seevastu jõuavad taustafoonini vaid kümnete või sadade aastate jooksul.

Kasutatud kütuse radioaktiivsuse languskõver. Allikas: Fennovoima

Millal jäätmed tuumaelektrijaamast lõppladestusjaama saadetakse?

Iga riik korraldab jäätmete transpordi vastavalt seal kehtivatele oludele, mistõttu ei saa ka väita, et transport alati sama moodi toimub. Üks olulisemaid faktoreid on lõppladestusjaama olemasolu. Küll aga saab kirjeldada seda, millal on praktiliselt võimalik jäätmeid transportida.

Kõige praktilisem on regulaarselt vastavasse lõppladestusjaama transportida madala radioaktiivsusega jäätmeid. Paljudes tuumajaamades on ka oma kohalikud jäätmehoidlad, mis on küll pigem ajutise eesmärgiga laod. Regulaarne madala radioaktiivsusega jäätmete äratransportimine sellistest kohalikest jäätmehoidlatest aitab optimeerida vajatava hoidla mõõtmeid ja tagada töötajate kiirgusohutuse. Regulaarne transport on seega praktiline nii ohutuse, logistika kui ka kulude kontrolli seisukohast. Paljudel riikidel on selliste jäätmete lõppladestusjaamad juba olemas.

Tuumajaamade kütust tuleb teatud perioodi järel ümber laadida. Selleks ajaks peatatakse elektri tootmine jaamas ning ümberlaadimiseks kuluvat aega kasutatakse ära ka mitmesugusteks hooldustöödeks, kontrollmõõtmisteks ja komponentide vahetuseks. Nendest töödest tekkinud jäätmeid on samuti võimalik transportida lõppladestusjaamadesse peale tööde lõpetamist.

Kasutatud kütuse transport lõppladestusjaama ei ole üheski riigis korraldatud jooksvalt, kuna seni ei ole üheski riigis kasutatud kütuse lõppladestusjaama valmis ehitatud. Kasutatud kütus vaheladustatakse riigi strateegiast lähtuvalt näiteks reaktorihoones, elektritootja vahelaos või riigi tsentraalses laos. Kuid ka praktiliselt ei ole otstarbekas kasutatud kütust kohe pärast reaktorist eemaldamist saata vahelattu, kuna see on esialgu veel väga radioaktiivne ning seega ka temperatuurilt kuum. Vaheladustamine võimaldab oluliselt osal kasutatud kütuse radioaktiivsusest ning temperatuurist langeda, mis teeb kütuse hilisema deponeerimise tehniliselt lihtsamaks ja lõppladestusjaama ohutumaks.

Suur osa jäätmetest saadetakse lõppladestusjaamadesse alles tuumajaama eluea lõpus, kui need dekomisjoneeritakse. Dekomisjoneerimine on sisuliselt tuumajaama lammutustööde planeerimine, tööde elluviimine ning tekkinud jäätmete käitlemine. Sealjuures on määravaks kiirgusohutuse tagamine ning jäätmete käitlemise optimeerimine. Enamik tuumajaama lammutusest tekkivatest jäätmetest on tavaline ehituspraht ega kuulu lõppladestamisele. Seevastu radioaktiivse saastega materjalid ning reaktorisüsteemid saadetakse dekomisjoneerimise käigus vastavatesse lõppladestusjaamadesse.

Kuidas jäätmeid transporditakse?

Jäätmeid transporditakse iga jäätme tüübile sobilikus pakendis, kusjuures pakendi eesmärk on kaitsta keskkonda kiirgusdoosi eest samuti nagu jäätmeid võimalike kahjustuste eest. Mida radioaktiivsemad on jäätmed, seda tehniliselt keerulisem on ka pakend. Kõiki jäätmeid transporditakse laevade, rongide või veoautode abil mööda avalikke teid riigisiseselt ja ka rahvusvaheliselt.

Kui värske kütuse transpordi puhul on peamine tagada kütusevarraste kahjustumata saabumine jaama ning pakendile suuri nõudeid kiirgusohutuse seisukohast ei ole, siis kasutatud kütusega on lugu teine. Kasutatud kütus on kõrgradioaktiivne materjal ning pakendi üheks rolliks on vältida kiirgusdoosi ohtu, eelkõige transpordiga kokku puutuvatele inimestele. Et kasutatud kütus on lisaks kõigele kuum, peab pakend efektiivselt suutma juhtida pinnalt ära soojust. Kütust tuleb kaitsta ka võimalike transpordi käigus esinevate ohtude eest. Seetõttu peavad pakendid taluma suurel kiirusel kokkupõrkeid, mahapillamisi mitme meetri kõrguselt, uppumisel tekkivaid surveid ja muid välistegureid. Sisuliselt peab kasutatud kütuse transpordipakend olema lollikindel, s.t tagama transpordi jooksul kasutatud kütuse ja keskkonna ohutuse inimfaktorist olenemata.

Ülejäänud radioaktiivsete jäätmete transpordipakendid on oluliselt maalähedasemate parameetritega, kuna neist endist tulenev kiirgusoht keskkonnale transpordi vältel on niivõrd palju madalam. Lisaks sellele ei ole pakendi rikkumise korral oht jäätmetele endile ega risk radioaktiivsuse lekkeks võrreldav kasutatud kütusega. Nii võib madala ja keskmise radioaktiivsusega jäätmeid ohutult transportida näiteks muuski tööstuses kasutatavates paarisajaliitristes metalltünnides või laevatranspordis kasutatavates konteinerites. Sageli on jäätmed siiski praktilistel kaalutlustel – nende tõstmiseks, sorteerimiseks, korrosiooni mõjude vältimiseks, kiirgusohutuse tagamiseks jne – ümbritsetud mitme pakendiga. Näiteks võivad jäätmed olla kinni keevitatud metalltünnides, mis kiirgusohutuse ja sorteerimise mõttes on tõstetud betoonkonteineritesse, mis laevatamise lihtsustamiseks on pakitud laevakonteineritesse. Sellise pakendisüsteemi eeliseks on seegi, et lõppladestusjaamas deponeerimiseks ei pea jäätmeid enam ümber pakkima.

Kes vastutab tuumajäätmete käitlemise eest?

Kõigist energiatootmise alternatiividest on just tuumaenergiaga elektri tootmise puhul jäätmete käitlemine kõige konkreetsemalt reguleeritud. Ka tolereeritav keskkonnamõju on tuumajäätmete puhul väga väike.

Praktikas vastutab tuumajäätmete korrektse käitlemise eest alati see organisatsioon, mis energia tootmise tagajärjel tuumajäätmeid tootnud on. Teisisõnu peab tuumajäätmed ohutult ladestama tuumaelektrijaam, kust jäätmed pärinevad. Seejuures ei ole aga keelatud erinevatel tuumajaamadel teha tehnilise ja majandusliku optimeerimise eesmärgil koostööd jäätmete ladestamisel. Nii näiteks on kõigi Rootsi tuumaelektrijaamade jäätmete käitluseks loodud üks ettevõte, mida tuumaelektrijaamad proportsionaalselt finantseerivad ning mille ainus eesmärk on efektiivne jäätmekäitlus. Sarnaselt on ühisomandis jäätmekäitlusettevõte loodud ka Soomes.

Enamasti on tuumaelektrijaamade omanikeks riiklikud ettevõtted. Samas on Euroopas üsna tavaline olukord, kus üks täielikult või osaliselt riiklik ettevõte omab enamus- või vähemusosalust eri riikide tuumaelektrijaamades.

Juhul kui ettevõte, mis käitab või omab tuumaelektrijaama, ei suuda tuumajäätmeid rahuldavalt lõppladestada, teeb seda riik.

Osas riikides on aga majanduslikud, tehnoloogilised või keskkonna kaitsest tulenevad eeldused lõppladestusjaamade loomiseks vähem soodsad. Näiteks võib sobilik kombinatsioon – seismiliselt, geoloogiliselt ja hüdroloogiliselt sobilik asukoht, madal inimasustus ning looduskaitse eesmärgil seatud piirangute puudumine – piisavalt väikese territooriumi või piisavalt suure rahvaarvuga riigis puududa. Pealegi on jäätmekäitlus ja lõppladestamisjaama välja arendamine kapitalimahukas ettevõtmine. Seetõttu arutatakse ka võimalusi rahvusvahelise või regionaalse lõppladestusjaama loomiseks. Selline lahendus hõlmaks peamiselt kasutatud tuumkütuse ladestamist, madala ja keskmise radioaktiivsusega jäätmete ladestamine jääks siiski iga riigi enda lahendada.

Seni on nii riikide seadusandlused kui ka rahvusvahelised regulatsioonid piiranud sellise koostöö rahvusvahelist teket. Peetakse paslikuks, et iga riik vastutab ise enda tuumajäätmete ladestamise eest. Praktikas on aga suurim takistus rahvusvahelise lõppladestusjaama tekkimisel just ühiskondlik vastuseis.

Hoolimata lõppladestusjaama füüsilisest asukohast ei saa vastutust jäätmete käitluse eest nende tootjalt eemaldada. Oluline on märkida, et energia tootmisel tekkinud jäätmete käitlemiseks on kriitilise loomuga omada vastavaid finantsressursse. Seetõttu peetakse parimaks praktikaks, et toodetud elektrienergia müügist teatud summa läheb jäätmekäitlus- ja dekomisjoneerimisfondi. Sellise fondi rajamist ning sissemakseid, aga ka sihtotstarbelist kasutust kontrollib tavaliselt riik, hoolimata sellest, kes jaama omab. Kuigi kogusummas on lammutustööd ning ka jäätmekäitlus kallid projektid, on elektrihinna tõus kilovatt-tunni kohta enamasti üsna madal. Tüüpiliselt arvestatakse jäätmekäitluse ja dekomisjoneerimise kuluks umbes $10$ protsenti kõikidest tootmiskuludest jaama eluea jooksul.

Mõned vanad tuumariigid on oma tuumaenergeetika programmi käima lükanud enne, kui kaasaegsed põhimõtted jäätmete käitluse ja vastutuse osas kanda on jõudnud kinnitada. See tähendab, et jäätmekäitluseks loodud fondid osas riikides puuduvad. Nii võib juhtuda – ja ilmselt juhtubki –, et kulud peab kinni maksma riik, kuna viimane vastutus radioaktiivsete jäätmete lõppladestamise ees lasub alati riigil.

Paljudes riikides, kus suur osa elektrist toodetakse tuumaelektrijaamades, kehtib üldine arusaam, et kõigi tuumajäätmete lõppladestamise vastutus langeb just elektrit tootvate ettevõtete õlgadele. Mitte energiat tootvatest tegevustest pärinevad jäätmed on tihti piisavalt väikesed, et nende ladestamine energiaettevõtteid oluliselt ei koorma. Samas võidab ühiskond oluliselt tuumajäätmete ladestamise koordineerimisest rahvuslikul tasandil.

Miks ei ole ükski riik tuumajäätmete probleemi lahendanud?

Sageli arvatakse, et jäätmete lõppladestamise küsimus ei ole ega saa lahendatud. See ei vasta aga tõele. Paljudes riikides on olemas lõppladestusjaamad radioaktiivsetele jäätmetele, kuid mitte kasutatud kütusele. Kasutatud kütuse lõppladestusjaamade ehituse venimine ei ole tingimata tehniline, vaid majanduslik, ohutustehniline ja ühiskonna heakskiidu küsimus.

Nagu peatüki alguses mainitud, ei peeta kasutatud tuumkütuseid tingimata jäätmeteks. Seetõttu koguvad riigid nagu Prantsusmaa kasutatud kütust, selmet neist kiiruga vabaneda. Kasutatud kütus on kasutamata ressurss. Teistes riikides ei ole konkreetset seisukohta veel võetud, kas kütust oleks tarvis ümber töödelda ning rakendada veel arengus olevates järgmise generatsiooni reaktorites või mitte. Ei maksa unustada, et kasutatud tuumkütuste lõppladestamine on suuremahuline investeering. Lisaks tagatakse lõppladestamisega, et kasutatud tuumkütust ei oleks majanduslikult ning tehniliselt võimalik enam jaamast üles tõsta. Järgmise generatsiooni reaktorite arenguga võib aga kasutatud kütus muutuda väga kvaliteetseks ja taskukohaseks ressursiks.

Teiseks tuleb mainida, et kasutatud tuumkütuse matmine ei ole nii akuutne peavalu, kui ühiskond seda tajub. Aja jooksul kasutatud tuumkütus jahtub – nii radioloogiliselt kui ka temperatuuri mõttes. Mida vähemaktiivne ning jahedam on kasutatud kütus, seda ohutum ja tehniliselt lihtsam on seda lõppladestada. Kuigi suur osa tööst on võimalik ära teha kaugjuhitavate masinate abil, on igas protsessis siiski oluline ka tööliste kohalviibimine. Personali kiirguskaitse eesmärgil on oluliselt mõistlikum käsitseda materjale, mis on vähem radioaktiivsed. Lisaks annab selline oota-ja-vaata-periood inseneridele ja teadlastele aega jälgida kasutatud tuumkütuse materjali omadusi pikema ajavahemiku jooksul, mis juba maetuna oleks võimatu. Selline jälgimine võimaldab märksa paremini hinnata, kuidas kütus käitub lõppladestusjaamas aastatuhandete jooksul.

Peamine põhjus, miks lõppladestamine ei ole seni realiseeritud, on aga vajadus vastata kõigi huvigruppide kõigile küsimustele. Intuitsioonile ehk risti vastukäivalt on tegelikult kõige nõudlikumaks huvigrupiks just energeetikasektori töös osalevad ning seda juhtivad erinevad organisatsioonid, funktsioonid ja riigiametid ise. Nii ongi kõige suuremahulisemaks tööks lõppladestusjaama rajamisel läbida energeetikasektori enesekontroll. Tuumaenergeetika valdkonnas – nii tootmise kui inspektsiooni ja muude ametkondade pooltel – töötab harilikult hulgaliselt kõrge hariduse ning pika kogemusega eri valdkondade eksperte, kes on treenitud skeptikud ja kelle töö on plaanitavates lahendustes üles leida nõrgad kohad ning vastamata küsimused. Lõppladestusjaama väljatöötamine toimubki tihedas, kuid aeganõudvas töös nende inimeste vahel, esitades küsimusi ning neile vastuseid välja töötades. Praktikas tähendab see aastatepikkusi dialooge, mille käigus toimuvad tootearendus, teadusuuringud, monitoorimine, andmekogumine ja katsed.

Kokkuvõtvalt võib öelda, et lõppladestusjaamade rajamine on võtnud nii palju aega, sest on igati mõistlik, et see nii palju aega võtab. Ühest küljest ei ole ladestamisega tegelikult kiire, teisest küljest on ladestamise eel vaja olla kindel, et rajatavate lõppladestusjaamade lahendustest on välja juuritud kõik vead, mis võiksid kogu jäätmete radioaktiivsuse lagunemise jooksul olla ohuks ökosüsteemile ja tulevastele põlvedele.

Sõnaseletusi

Doosikiirus – keskkonna radioaktiivsust väljendav suurus, ühikuks näiteks mSv/h või mSv/a, näitab seda, kui suure kiirgusdoosi saab inimene, kes selles keskkonnas tunni või aasta jooksul viibib.
Ioniseeriv kiirgus – kas osakestest või elektromagnetlainetest koosnev kiirgus, millel on piisavalt energiat, et ainet ioniseerida.
Kiirgusdoos – ioniseeriva kiirguse kogus, mis inimest või muud materjali on tabanud.
Kiirgustöötaja – inimene, kes töö tõttu võib ioniseeriva kiirgusega kokku puutuda, näiteks radioloogiaõde. Sellistele inimestele kehtib rida seadusandlusest tulenevaid ohutus- ja järelevalvereegleid, et nende tervist kaitsta.
Radioaktiivsus – aatomituuma iseeneslik muundumine, mille tulemusena eraldub ioniseeriv kiirgus.
Radionukliid – radioaktiivne aatomituum.
Raskete tuumade lõhustumine – raske aatomituuma lõhustumine, tavaliselt kaheks kergemaks tuumaks, peamiselt tuumareaktoris.

Radioaktiivsetest materjalidest lähtuv ioniseeriv kiirgus (kooliõpikutes tihti veidi ebatäpselt nimetatud ka radioaktiivseks kiirguseks) kannab seesugust nime, kuna kiirgust moodustavate osakeste või elektromagnetlainete energiad on piisavalt suured, et aatomitest ja molekulidest elektrone välja lüüa ning keemilisi sidemeid lõhkuda. Teisisõnu on ioniseeriv kiirgus nime saanud sellest, et ta ioniseerib ainet, millega ta kokku puutub, kaotades ise seejuures energiat.

Ioniseeriv kiirgus tekib aatomituumade muundumisel – aatomituumade iseeneslikul lagunemisel, mida kutsutakse radioaktiivsuseks, aga ka kergete tuumade ühinemisel ja raskete tuumade lagunemisel. Kui tuumade iseeneslik lagunemine ehk radioaktiivsus on looduses levinud nähtus ning ümbritseb meid kõikjal, siis muud tuumareaktsioonid, nagu kergete tuumade ühinemine ja raskete tuumade lagunemine, toimuvad peamiselt tehiskeskkonnas, näiteks tuumaelektrijaama reaktoris.

Alfakiirgus

Alfakiirguse moodustavad positiivse laenguga heeliumi aatomi tuumad, mis tekivad raskete tuumade, nagu uraan või raadium, radioaktiivsel lagunemisel.

Tähistus: $\alpha$ , $\alpha^{2+}$ või $\mathrm{He}^{2+}$ .

Kuna alfaosake koosneb kahest neutronist ning kahest prootonist, siis on ta suhteliselt suur ja massiivne. Alfakiirgusel on väga suur ioniseerimisvõime, kuid nii tema suuruse kui ka laengu tõttu on alfaosakese levikaugus õhus on vaid $1-2\, \mathrm{cm}$ , samuti peatab alfaosakese paksem leht paberit ja ka inimnaha pealmine, surnud rakkudest koosnev kiht. Alfakiirgav materjal on inimesele ohtlik, kui see satub organismi, kas siis söömise või joomise teel, kuna keha sees ei ole organitel kaitsvat kihti, nagu seda on nahk väljaspool. Kuigi alfakiirgav materjal on ohutu mis tahes anumas, kas või kilekotis, tasub meeles pidada, et paljud alfaradioaktiivseid ained kiirgavad sekundaarkiirgusena gammakiirgust, mille varjestamiseks lihtsast pakendist ei piisa.

Beetakiirgus

Beetakiirgus koosneb kas elektronidest või positronidest ehk siis beetaosakesed on samuti laetud, kuid oluliselt kergemad ja väiksemad kui alfaosakesed. Beetaradioaktiivsust loetakse levinumaks kui alfaradioaktiivsust.

Tähistus: $\beta^-$ (elektronide puhul), $\beta^+$ (positronide puhul).

Beetakiirguse varjestamiseks piisab reeglina mõnest millimeetrist puidust või alumiiniumist. Inimnahast suudavad beetaosakesed veidi läbi tungida ning võivad põhjustada päikesepõletuse sarnast ärritust, mis paraneb pigem aeglaselt. Beetakiirgajaid tuleb ladustada spetsiaalsetes anumates.

Vees hoitava kasutatud tuumkütuse ümber tekitab sinist helendust just väga tugev beetakiirgus. Seda kutsutakse avastaja järgi Tšerenkovi efektiks.

Gammakiirgus

Erinevalt alfa- ja beetakiirgusest, mis koosnevad konkreetse aatomituuma radioaktiivsel lagunemisel tuumast eraldunud osakestest, on gammakiirgus kõrge energiaga elektromagnetiline kiirgus. Oma suure energia ning elektromagnetilise kiirguse dualismi tõttu kutsutakse gammakiirgust mõnikord ka gammakvantide vooks. Gammakiirgus eraldub tuumast pärast tolle radioaktiivset lagunemist ehk teisisõnu kaasneb gammakiirgus enamasti alfa- või beetalagunemisega.

Tähistus: $\gamma$ .

Gammakiirgus ei oma massi ega laengut ning seetõttu on tema aine läbimise võime väga suur – võib läbida isegi mõne sentimeetri paksuse terasplaadi, varjestamiseks sobivad paksud terasest, pliist või betoonist tõkked.

Kasutatud kütust hoitakse vees nii jahutamise kui ka varjestamise eesmärgil. Foto: Oak Ridge’i riiklik laboratoorium / Flickr

Erinevalt alfa- ja beetakiirgusest võib gammakiirgus oma suure läbimisvõime tõttu ka organismi sattumata palju kahju tekitada. Seetõttu peavad gammakiirguse suhtes valvsad olema ka kinniste kiirgusallikatega, näiteks tööstuslike nivooandurite või meditsiinis kasutatavate diagnostika- või raviseadmetega, töötavad kiirgustöötajad. Gammakiirgajaid tuleb alati hoida ja transportida selleks ette nähtud anumates.

Neutronid

Kui alfa-, beeta- ja gammakiirgus ümbritsevad meid ka looduslikult, siis neutronkiirgust, mis koosneb lihtsalt üksikutest neutronitest, looduslikult peaaegu ei esine. Peamine neutronite allikas on raskete tuumade lõhustumine ning seetõttu kohtab neutroneid peaasjalikult tuumareaktori sees.

Tähistus: $n$ , $n^0$ või $N^0$ .

Kiired ehk suure energiaga neutronid on suure ioniseerimisvõimega, eriti orgaanilise materjali suhtes, ning inimesele äärmiselt ohtlikud. Neutroneid võib aeglustada näiteks puidu või plasti abil, kuid tuumareaktorites tehakse seda tavalisemalt siiski grafiidi või vee abil.

On terve rida levinud elemente, mille aatomituumadesse suudavad neutronid neelduda, muutes tolle tuuma ühe neutroni võrra raskemaks, mis tihtilugu tähendab, et tuum muutub radioaktiivseks ning hakkab ioniseerivat kiirgust kiirgama.

Kui tuumajaama eluiga lõpeb, on tuumareaktori või selle lähedal asuvate osade ladustamisel tarvis silmas pidada, et neid ei koheldaks kui tavalist prügi, vaid kontrollitaks võimalikku radioaktiivsust.

Röntgenkiirgus

Röntgenikiirgus on samuti kõrge energiaga elektromagnetiline kiirgus, nagu gammakiirgus, kuid ta ei pärine aatomi tuumast, vaid elektronkihist. Röntgenikiirguse looduslikke allikaid Maal ei esine ning tehislikud röntgenikiirguse allikad vajavad oma tööks alati elektrit. Kui need välja lülitada, ei kujuta nad tervisele mitte mingisugust ohtu.

Kosmiline kiirgus

Kosmiline kiirgus on kosmosest pärinev kiirgusfoon, mis koosneb erinevate vähemal või rohkemal määral eksootiliste kiirgusliikide ja osakeste segust.

Tuleb leppida sellega, et kuigi ioniseeriv kiirgus võib tunduda millegi halva või ohtlikuna, on ta kogu aeg meie ümber ning seda mitte inimtegevuse, vaid looduse tõttu. Me oleme kiirgusega koos elanud ja arenenud kogu inimeksistentsi vältel. Ohtlikuks muutub kiirgus siis, kui teda saab liiga palju. Sarnaselt tulega – lõkke lähedal istumine annab meile sooja ja on inimeksistentsi kestel aidanud meil elus püsida, samas kätt või jalga lõkkesse pista vaevalt et keegi meist sooviks, sest siis saab lõkkesoojust veidi liiga palju.

Tähtis on aru saada, et alfa-, beeta-, gamma- või röntgenikiirgusega kiiritamine ei muuda inimest ega mõnd muud materjali radioaktiivseks. Näiteks, kui oled käinud kopsudest röntgenipilti tegemas, siis oled oma pereliikmetele ja sõpradele pärast seda täpselt sama ohutu ja armas kui varem. Erijuhtudel, kui diagnostikaks või raviks manustatakse inimesele radioaktiivset ainet organismi, tuleb aga tõepoolest pereliikmetest veidi aega eemale hoida. Reeglina inimest aga enne meditsiiniasutusest välja ei lastagi, kui radioaktiivne aine on piisavalt lagunenud või bioloogilisel teel organismist väljunud.
Tihtilugu näeme filmides, kuidas kangelased mõne toa teisest otsast või paksu seina tagant Geigeri-Mülleri loenduri või mõne teise lihtsakoelise mõõtevahendiga radioaktiivseid aineid tuvastavad. Nagu levinumate kiirguste kirjeldustest järeldada võib, siis ei saa selliselt tuvastatud kiirgus kunagi alfaosakestest koosneda, kuna nood lihtsalt ei levi kuigi kaugele. Spetsiaalse „aknaga“ Geigeri-Mülleri loendur suudab küll tuvastada ka beetakiirgust, kuid valdavalt saab sellise tavalisema seadmega ikkagi määrata vaid gammakiirguse taset. Mis muidugi tihtilugu ongi piisav, sest valdava osa alfa- ja beetakiirgajatega käib gammakiirgus nagunii kaasas. Tuleb siiski meeles pidada, et on ka erandeid.

Ioniseeriva kiirguse mõju inimese tervisele pandi tähele juba õige pea pärast seda, kui Henri Becquerel 1896. aastal mustast paberist ümbritsetud uraanisoola ja fotoplaadi koosmõjul radioaktiivsuse avastas. Sellest ajast peale on kiirguse mõju pidevalt uuritud ning potentsiaalne oht geenidele ning kantserogeensus said üldtuntuks juba 1930. aastate jooksul. Hiljem on lisandunud andmeid arvukatest atmosfäärsetest tuumakatsetustest, mis lõhustumisjääke üle terve põhjapoolkera laiali saatsid, kahest inimeste vastu kasutatud tuumaplahvatusest Hiroshimas ja Nagasakis ning õnnetusjuhtumitest nii tuumajaamades kui ka jäätmehoidlates. Seetõttu on ioniseeriv kiirgus üks kõige põhjalikumalt uuritud tervisemõjureid.

Ioniseerival kiirgusel on piisavalt palju energiat, et see asub inimorganismi sattudes elusaid rakke lõhkuma. Lõhkumine toimub kas otseselt ehk kiirgus lõhub DNA molekule, misjärel ei anta järgmisele rakule edasi korrektset informatsiooni ning võivad tekkida defektsed rakud või rakkude surm, või kaudselt ehk inimkehas sisalduva vee ioniseerimise tulemuseks on vabad radikaalid, mis tekitavad vesinikperoksiidi, mis levib organismis ja tekitab toksilisust kehaosades ja organites, mis kiirguse teele ei jäänudki.

Samas on inimene, samuti nagu kõik teised Maal elavad elusolendid, kogu oma arengu jooksul looduslikus kiirgusväljas elanud ning seetõttu on meie rakkudel oskus end ka remontida. Nii parandatakse väiksematest kiirgusdoosidest ja ka keemilistest kantserogeenidest põhjustatud kahjustused rakkudes ära enne, kui me üldse adume, et midagi juhtunud on.

Kui üks DNA haru on kahjustatud, on seda organismil teises harus sisalduva info järgi kerge parandada.

Kui mõlemad DNA harud on kahjustatud, siis on parandamine raskem.

Ioniseeriva kiirguse mõju inimesele jagatakse klassikaliselt kahte kategooriasse: niinimetatud deterministlik ehk otsene mõju ning stohhastiline ehk tõenäosuslik mõju.

Kui parandamine ei õnnestu, siis rakk sureb. Üksikute rakkude suremist ei pane me tähelegi, kui aga mõnest organist (näiteks nahast põletuse korral) sureb suur osa rakke, tekib tervisekahjustus ning räägime juba kiirguse deterministlikest efektidest.
Kui DNA-d siiski püütakse parandada, aga parandatud DNA ei tule lõppkokkuvõttes originaaliga sarnane, võib juhtuda, et rakud hakkavad selle DNA alusel kontrollimatult paljunema ning tekib kasvaja, mis võidakse avastada aastakümneid hiljem. Seda loetakse kiirguse stohhastiliseks efektiks.

Deterministlikud efektid Ioniseeriva kiirguse deterministlikud efektid ilmnevad, kui inimene on saanud teatud piirmäärast suurema kiirgusdoosi, ning efektid on seda hullemad, mida suurem on doos. Siia alla kuuluvad näiteks nahaärritus ja -põletus, kiiritustõbi ning surm.

Tavainimest kiirguse deterministlikud efektid reeglina ei puuduta: piisavalt suuri kiirgusdoose on saanud peamiselt vaid kiirgustöötajad erinevate õnnetuste käigus. Ka kiirgusallikad, mis väikese aja jooksul annaksid inimesele piisava kiirgusdoosi, et deterministlikud efektid ilmneksid, ei leidu lihtsalt juhuslikult looduses, vaid on inimese enda kätetöö – kas tööstuslikel eesmärkidel ühte paika kokku kogutud suur hulk looduslikke radionukliide või tehislikud, s.t algusest lõpuni inimese loodud, radioaktiivsed materjalid.

Et tavainimesena suuri kiirgusdoose ja seega kiirguse deterministlikke efekte vältida, pane tähele, et meditsiini-, tööstus- või teadusasutusi külastades ei jalutaks kutsumata kiirgusohumärgistusega ruumi. Samuti on Eestis ikka veel väike võimalus kohata Nõukogude Liidu lagunemise aegses segaduses kaotsi läinud kiirgusallikaid, mistõttu tasub vähekäidavatest paikadest leitud juhuslikest metallobjektidest pigem teatada numbril 112, mitte minna neid käega katsuma.

Stohhastilised efektid Ioniseeriva kiirguse stohhastilised efektid mõjutavad meid kõiki – need ei ole teadaolevalt otseses seoses saadud kiirgusdoosi hulgaga, vaid ilmnevad aeg-ajalt mingi tõenäosusega. Siia kategooriasse kuuluvad klassikaliselt pahaloomulised kasvajad, mis ilmnevad aastaid või aastakümneid hiljem ning mille konkreetset tekkepõhjust ei ole võimalik kindlaks teha, ükskõik kui pädeva meditsiinitöötaja hoole all haige on.

Tõenäosuslikkus tähendab siin seda, et teatavasti satuvad pahaloomuliste kasvajate küüsi nii inimesed, kes on saanud oma elu jooksul võrdlemisi suuri kiirgusdoose (näiteks kas oma elukoha loodusliku eripära, töö või meditsiiniuuringute tõttu), kui ka inimesed, kes on kogu elu elanud madala kiirgusfooniga keskkonnas. Ioniseeriva kiirguse stohhastiliste efektide uurimise teevad raskeks nii asjaolu, et me kõik elame kiirgusväljas – looduslik kiirgusfoon annab üle maailma inimestele doosi $2-3\, \mathrm{mSv}$ , Eestis keskmiselt isegi $3,2\, \mathrm{mSv}$ aastas, kui ka see, et ioniseeriv kiirgus ei ole kaugeltki kõige suurem kantserogeen. Pikaajalised uuringud on näidanud, et ioniseeriv kiirgus suurendab pahaloomulise kasvaja tekke tõenäosust $0,005\%$ iga lisandunud $\mathrm{mSv}$ kohta.

Kiirguskaitse

Ioniseeriva kiirguse bioloogiline mõju on pikk ja keeruline protsesside rida, mis algab mõne üksiku molekuli ioniseerimisest organismis. Neis protsessides kohtuvad füüsika, keemia ja bioloogia: peame mõistma, kuidas kõrge energiaga kiirgus erinevaid materjale, sh inimese kudesid, mõjutab; kuidas erinevad keemilised elemendid organismis käituvad, et mõista, kuhu võivad radioaktiivsed tuumad ladestuda; kuidas toimub inimorganismis DNA molekulide ja kromosoomide parandamine, rakkude paljunemine ja hukk; ning palju muud. Suur osa neist küsimustest on teadlaste poolt juba rohkemal või vähemal määral vastuse leidnud ning tulemusena on ioniseeriva kiirguse kasutamist reguleerivad organisatsioonid välja töötanud soovitused ja nõuded nii tavakodanike kui ka kiirgustöötajate tervise kaitseks.

Põhimõtted

Ioniseeriva kiirguse mõju uurimise, soovituste ja regulatsioonide koostamisega, mille alusel iga riik omaenda seadusandluse loob, tegelevadnäiteks:

UNSCEAR: ÜRO aatomkiirguse mõjude teaduslik komitee
ICRP: rahvusvaheline kiirguskaitse komisjon
IAEA: rahvusvaheline aatomienergiaagentuur.

Need organisatsioonid on ära teinud suure töö selle nimel, et kiirgusallikate kasutamine, transport ning utiliseerimine saaks toimuda ainult iga riigi pädeva asutuse järelevalve all. Eestis antakse kiirgustegevusluba välja Keskkonnaameti poolt ning selleks, et luba saada, tuleb täita Eesti seadusandluses kehtestatud nõuded nii kiirgustöötajate, keskkonna kui ka elanikkonna kaitseks ioniseeriva kiirguse eest.

Kõige üldisemalt lähtutakse kiirguskaitse tagamisel kolmest rahvusvahelise kiirguskaitse komisjoni loodud põhimõttest:

Õigustamine: ükskõik milline tegevus, kui see toob kaasa kokkupuute ioniseeriva kiirgusega, on lubatud ainult juhul, kui sellest saadav kasu on piisav, et kompenseerida kiiritust saavatele üksikisikutele või isikute rühmadele kiirguse poolt põhjustatud kahjustused.
Optimeerimine: ükskõik millisest tegevuses kasutatavast konkreetsest kiirgusallikast saadud doos üksikisikule peab jääma madalamaks kui ette nähtud doosipiirmäär ja kasutusele tuleb võtta kõik mõistlikud meetmed kaitse korraldamiseks, jälgides, et kiirguse põhjustatav doos oleks „nii madal, kui on võimalik mõistlikult saavutada“ (mõiste ALARA on akronüüm ingliskeelsest fraasist as low as reasonably achievable), arvestades majanduslikke ja sotsiaalseid tegureid.
Doosipiirmäärade rakendamine: piirmäär tuleb määrata kiirgustegevuste käigus üksikisiku poolt saadavatele doosidele, välja arvatud meditsiinilise diagnostika või ravi käigus saadavad doosid.

Mõõtühikud

Radioaktiivse materjali koguse ning ioniseeriva kiirguse mõju hindamisel on kasutusel hulk mõõtühikuid, mida me argipäevas ei kohta.

Bekrell – aktiivsuse mõõtühik, et kirjeldada, kui radioaktiivne on antud materjal. Tihti kasutatakse radioaktiivse materjali koguse hinnanguna.

$1\, \mathrm{Bq} = 1\, \mathrm{lagunemine}/1\, \mathrm{s}$

Henri Becquereli (15.12.1852–25.08.1908) järgi, kes oli prantslasest insener ja füüsik, radioaktiivsuse avastaja. Töötas radioaktiivsuse uurimisel tihedalt koos Marie ja Pierre Curie’ga ning pälvis koos nendega 1903. aastal Nobeli füüsikaauhinna.

Kürii – aktiivsuse mõõtühik, tähistas algupäraselt ühe grammi puhta Ra-226 aktiivsust, kasutatakse samuti radioaktiivse materjali koguse hinnanguna. Euroopas loetakse seda ühikut pisut vananenuks ning ebapraktiliseks, kuid näiteks Ameerika Ühendriikides räägitakse tihtilugu bekrellide asemel küriidest.

$1\, \mathrm{Ci} = 37\, \mathrm{GBq}\, \text{ehk}\, 1\, \mathrm{Ci} = 3,7 \times 10^{10}\, \mathrm{lagunemist}/1\, \mathrm{s}$

Eri andmetel kas Pierre (15.05.1859–19.04.1906) ja/või Marie Curie (07.11.1867– 04.07.1934) järgi. Prantslane Pierre ja poolatar Marie olid üheskoos ühed esimesed, kes radioaktiivsete ainete omadusi uurisid. Marie on ajalukku läinud ka kui esimene naine, kellele omistati Nobeli auhind. Kusjuures kokkuvõttes on ta neid saanud kaks: 1903. aastal koos Pierre Curie ja Henri Becquereliga füüsikas ning 1911. aastal iseseisvalt keemias.

Grei – neeldumisdoosi mõõtühik, et hinnata, kui suur osa ioniseerivast kiirgusest on antud materjali neeldunud. Sisuliselt tähendab, kui palju energiat ioniseeriv kiirgus mingisse ühikusse (näiteks ühte kilogrammi) materjali maha jättis, mis annab infot selle kohta, kui palju ta seda materjali võis ioniseerida.

$1\, \mathrm{Gy} = 1\, \mathrm{J}/1\, \mathrm{kg}$

Louis Harold Gray (10.11.1905–09.07.1965) järgi, kes oli inglise füüsik, kes läks ajalukku ioniseeriva kiirguse bioloogiliste efektide uurimisega, olles üks radiobioloogia valdkonna rajajaid. Muuhulgas defineeris ta neeldunud doosi ühiku, $\mathrm{J/kg}$ , mis hiljem tema järgi nimetati.

Siivert – ekvivalentdoosi ja efektiivdoosi mõõtühik, et hinnata, kui suurt kahju põhjustab ioniseeriv kiirgus inimorganismile. Nagu eespool nägime, siis ioniseerivaid kiirguseid on päris mitut erinevat liiki ning nad kõik käituvad inimorganismis veidi erinevalt, mis tähendab seda, et kui me prooviksime nende mõju võrrelda ainult kudedesse maha jäetud energia järgi (mis oleks mõõdetav greides), saaksime õigupoolest valed vastused. Niisiis on kasutusele võetud ühik nimega siivert, mis võtab arvesse asjaolu, et eri tüüpi kiirgused mõjutavad organismi erinevalt ning tulemuseks on ekvivalentdoos. Kui lisada siia asjaolu, et inimese erinevad koed vastavad kiirguse mõjule erinevalt, saame efektiivdoosi mõiste. Seadusandlus reguleerib nii efektiivdoosi elanikele ja kiirgustöötajatele kui ka ekvivalentdoose teatud organitele (nt silmad või nahk).

$1\, \mathrm{Sv} = 1\, \mathrm{J}/1\, \mathrm{kg}$ , sarnaselt $1\, \mathrm{Gy}$ -ga, kuid neeldumisdoos versus ekvivalentdoos:

$1\, \mathrm{Gy}$ alfakiirgust = $20\, \mathrm{Sv}$ alfakiirgust
$1\, \mathrm{Gy}$ beetakiirgust = $1\, \mathrm{Sv}$ beetakiirgust
$1\, \mathrm{Gy}$ gammakiirgust = $1\, \mathrm{Sv}$ gammakiirgust
$1\, \mathrm{Gy}$ neutronkiirgust = $\sim 10\, \mathrm{Sv}$ neutronkiirgust

Rolf Maximilian Sieverti (06.05.1896–03.10.1966) järgi, kes oli rootslasest meditsiinifüüsik, kes keskendus samuti ioniseeriva kiirguse bioloogiliste efektide uurimisele, eriti suure jälje jättis ta kiirgusdooside mõõtmise ning pahaloomuliste kasvajate diagnoosimise ja ravi valda.

Kui me räägime mõjust inimesele, kasutame me ühikut siivert. Õigemini küll reeglina ühikut millisiivert ( $\mathrm{mSv}$ , üks tuhandik siivertit) või mikrosiivert ( $\mathrm{\mu Sv}$ , üks miljondik siivertit), kuna tavaline inimene saab oma igapäevaelu elades reeglina kiirgusdoosi mõni $\mathrm{mSv}$ aastas.

Tähtis suurus on veel ka doosikiirus, mida mõõdetakse ühikutes milli- või mikrosiivertit tunnis või aastas: $\mathrm{mSv/h}$ , $\mathrm{mSv/a}$ või $\mathrm{\mu Sv/h}$ , $\mathrm{\mu Sv/a}$ . Näiteks doosikiirus $2\, \mathrm{mSv/a}$ tähendab seda, et inimene saab niisuguse doosikiirusega keskkonnas elades aasta jooksul kiirgusdoosi $2\, \mathrm{mSv}$ .

Näiteid kiirgusdoosidest

Keskmine elaniku kiirgusdoos maailmas (v.a meditsiinikiiritus): $2–3\, \mathrm{mSv/a}$
Keskmine Eesti elaniku kiirgusdoos (v.a meditsiinikiiritus): $3,23\, \mathrm{mSv/a}$
Tüüpiline Kanada ja Austraalia uraanikaevanduse töötaja tööst põhjustatud lisadoos: $3–5\, \mathrm{mSv/a}$
Kiirgustöötajatele sätestatud efektiivdoosi piir (nii ICRP kui ka Eesti Vabariigi seadusandluse kohaselt): $20\, \mathrm{mSv/a}$ (viie aasta keskmisena)
Elanikule kiirgustegevustest saadava efektiivdoosi piirmäär (nii ICRP kui ka Eesti Vabariigi seadusandluse kohaselt): $1\, \mathrm{mSv/a}$
Kiirgusdoos, mis lühikese aja jooksul neeldununa kiiritustõve põhjustab: $1000\, \mathrm{mSv}$
Kiirgusdoos, mis lühikese aja jooksul neeldununa põhjustab tõenäoliselt surma lähinädalate jooksul: $10 000\, \mathrm{mSv}$ .

Eesti elaniku aastane kiirgusdoos tuleneb loodusliku radioaktiivsuse (eriti radooni ja tema tütarproduktide, aga ka kosmilise kiirguse ning toidu ja joogiga manustatavate radionukliidide), elektri tootmise jääkide ja Tšornobõli tuumaelektrijaama õnnetuse tagajärjel Kirde-Eestisse sadenenud radioaktiivse tseesiumi koosmõjust ning see on hinnatud umbes $3,2\, \mathrm{mSv}$ peale. Nii on eestlaste aastane kiirgusdoos maailma keskmisest, mis on eri andmetel $2–3\, \mathrm{mSv}$ , veidi suurem ning selle põhjuseks loetakse peaasjalikult radooni suurt osakaalu Eesti keskkonnas.

Meditsiinikiiritusest saadud lisadoosi on vähem uuritud, kuna meditsiinist saadavale kiirgusdoosile otseselt piiravad põhimõtted ei kehti. Rangelt reguleeritud on küll meditsiiniseadmed ning meditsiinis kasutatavad kiirgusallikad, ehk on teada, kui suure kiirgusdoosi nad patsiendile põhjustada võivad. Kuid iga üksiku patsiendi puhul ei peeta täpselt järge, kui suure kiirgusdoosi ta juba meditsiiniliste protseduuride käigus saanud on: reeglina on protseduurist saadav kasu tervisele suurem kui potentsiaalne kahju. Siinkohal lasub küll ka mõningane mõistlik olemise vastutus nii meditsiinitöötajal kui ka patsiendil endal – esmalt hindab meditsiinitöötaja, kas ioniseerivat kiirgust on konkreetse diagnoosi panemiseks või haiguse raviks üldse tarvis, kuid ka patsiendil on õigus näiteks hambaarsti juures öelda, et võid uue panoraamröntgenpildi tegemise asemel eelmise arsti juures nädal tagasi tehtud pilti näidata.

Kui me hindame radioaktiivsete materjalide või lihtsalt kemikaalide tervisemõju pahaloomuliste kasvajate riski tõusu seisukohalt, peame mõtlema pikemas perspektiivis: on aineid, mis lagunevad minutite, päevade või nädalatega, kuid on aineid, mis jäävad meie keskkonda mitmekümneks aastaks ja mõjutavad järeltulevaid põlvkondi. Seda nii raskemetallide toksilisuse kui ka radioaktiivsete ainete ioniseeriva kiirguse seisukohalt. Eestis on üheks suuremaks tööstuseks põlevkivitööstus ning konkreetsemalt on uuritud põlevkivielektrijaamade korstnatest lähtuvas lendtuhas leiduvat radioaktiivset saastet. Keskmine Eesti elaniku efektiivdoos põlevkivienergia tootmisest on senistel andmetel $0,02\, \mathrm{mSv/a}$ . Samas põhineb see tulemus vaid paaril Kiirgusfoon teadusuuringul ning kindlasti oleks vaja täpsemaid hinnanguid põlevkivienergia pikaajalise radioloogilise jalajälje kohta, kuna mõned elektrijaamadest lenduvatest radionukliididest püsivad keskkonnas mitukümmend aastat. Eesti viiekümneaastase põlevkivi energia ajaloost sisaldavad vaid viimased paarkümmend aastat suure efektiivsusega õhufiltreid ja muid keskkonnakaitse meetodeid.

Iga energiatootmisega kaasnevad ka majanduskulud, mis tuleb katta energia müügiga tarbijatele. Tuumaelektrijaamast elektri tootmise kulud jaotuvad kapitalikuludeks ning jooksevkuludeks.

Kapitalikulude hulka kuuluvad kulud, mis on seotud tuumaelektrijaama rajamisega: tuumareaktori, juhtimissüsteemide, ohutussüsteemide, turbiini, generaatori, hoonete ja elektrivõrgu ehituse, auru jahutussüsteemi ehituse, maa ostu, projektiarenduse, litsentseerimise ning ehituse finantseerimise laenu intressikulud. Omanikukulusse lisandub ka tuumajaama süsteemide testimise kulu ning jaama personali värbamise ja väljakoolitamise kulu mitme aasta jooksul.

USA Energia Informatsiooni Agentuur hindas 2014. aastal, et 2019. aastal tootmist alustavate tuumajaamade kapitalikulu on $74\%$ ühtlustatud elektri hinnast, mis on kõrgem kui fossiilkütusega elektrijaamadel ( $63\%$ söe ja $22\%$ maagaasi jaamade puhul) ja madalam kui kütuseta elektritootmise puhul ( $80\%$ tuule ja $88\%$ päikeseenergia puhul).

EhituskuludMaailma Tuumaenergia Ühingu raport „World Nuclear Supply Chain“ esitas ehituskulu jaotuse tegevuste ning kulude kaupa, mis iseloomustab suurte tuumajaamade rajamist:

No data

Tuumaelektrijaama ehituskulud

No data

Tuumaelektrijaama maksumus

The IEA-NEA Nuclear Energy Roadmap 2015 hindas, et Hiinas oli keskmine rajamiskulu ligikaudu 3500 dollarit kW, mis on üle kolmandiku madalam kui Euroopa Liidus – $5500$ dollarit $\mathrm{kW}$ . See peegeldab asjaolu, et Hiinas oli ehitusel suurusjärk $40$ tuumareaktorit, samas kui Euroopa Liidus vaid $4$ . See tähendab, et mitte ainult varustusahel ning ehituskogemus pole tõhusam, vaid ka loamenetlus ja riiklik järelevalve on efektiivsem, mis vähendab ehituse venimise ning ehituse käigus muudatuste nõudmise riske. Just Taishan $1-2$ ning Olkiluoto ja Flamanville’i reaktorite rajamine on otseselt võrreldavad, sest need on kõik Areva arendatud European Pressurized Reactori tüüpi reaktorid.

Olulisimaks suurte tuumajaamade majanduslikuks riskiks on ehitusperioodi pikenemine, mis otsekohe suurendab perioodi, mille jooksul tulu ei teenita, ning ehituskulu ja intressikulu. Esimesel omatüübilisel (first-of-a-kind) reaktori rajamisel on kulud $30\%$ suuremad kui järgmisel samatüübilisel.

USA Westinghouse AP- $1000$ tuumajaamade rajamine Hiinas ületas tähtaega kahe aasta võrra, kuid samade reaktorite rajamine Ameerika Ühendriikides (VC Summer ja Vogtle- $2$ ) reaktorite ehitusprojekt on osutunud veelgi keerukamaks. Vogtle’i reaktorite rajamine on kallinenud $2,3$ miljardi dollari võrra, makstes kokku eeldatavalt $25$ miljardit, ning VC Summeri tuumajaama ehituse kallinemiseks hinnati 2014. aastal $1,2$ miljardit ning ehitusaja prognoosile lisandus aasta. 2017. aastal VC Summeri projekti ehitusest loobuti, suuresti seoses komponentide tootmise kulu tõusu ja maagaasi madala hinna tõttu.

Ehituskulu risk. Allikas: World Nuclear News, Nucleonics

No data

Ajaloolised tuumajaamade kapitalikulude trendid. Allikas: Lovering, Yip, Nordhaus 2016

Majanduslikud riskid jaotuvad paljudeks faktoriteks: elektrituru regulatsioon, konkureerivate tehnoloogiate subsideerimine või väliskulude mittekandmine ( $\mathrm{CO_2}$ -kulu), tuumaohutuse regulatsiooni muutmine, projekti ehituse tõhusus, tuumajaama käitamise tõhusus ja poliitiline risk. Mõnda neist riskidest on võimalik juhtida reaktori insenertehniliste lahenduste, hangete ja ehitaja valikuga, kuid mitmed on väljaspool energiaettevõtte mõju.

Energia Teabeagentuur arvutab elektri ühtlustatud omahinda (Levelized Cost of Electricity, LCOE) lähtudes $30$ -aastasest kapitalikulu tagasiteenimise perioodist ja kapitalikulu maksujärgsest kaalutud keskmisest (WACC) $4,2\%$ . Pärast 2021. aastat tööd alustavatele jaamadele kasutati WACC-i $6,8\%$ . Elektri omahinna arvutusi on väga erinevaid (ulatudes ajaloolisest ulatusest prognoosideni) ja eri eeldustega ning need on kindlasti ajas muutuvad.

Jooksevkulude hulka kuuluvad personalikulud, kütusekulud, mitmesugused tugiteenused ning ka kindlustuse, kütuse lõppladestusfondi ning tuumajaama lammutusfondi maksete kulu.
Kuivõrd tuumaelektrijaama kulud ei muutu tootmismahu vähendamisest, püütakse elektri tootmist maksimeerida, et saada maksimaalselt tulu. Mida kõrgem on selle koormustegur (mitu protsenti ajast toodab jaam elektrit nimivõimsusel), seda enam tulu elektrijaam toodab. Ameerika Ühendriikide $100$ reaktorit on aastatel 2016–2018 saavutanud keskmiseks koormusteguriks $92\%$ , ehk vaid $8\%$ ajast kulub kas kütusevahetuseks ja -hoolduseks või tipukoormuse piiramiseks väiksema tarbimise tõttu.

Käidukulude jaotus kivisöe-, gaasi- ja tuumaelektrijaamal. Allikas: Tuumaenergia Instituut

Seega on tuumaelektrijaama elektri tootmise omahind hästi ennustatav. Tuumaelektrijaama kulud langevad oluliselt pärast kapitalikulude kandmist $20–30$ aasta möödudes ning ülejäänud eluea (tuumajaamade tööiga on vanematel mudelitel kuni $40$ aastat, hooldusremondiga kuni $60$ aastat, ning uuematel reaktorimudelitel alates $60$ aastast, võimalusega pikendamiseks). Ameerika Ühendriikides on Turkey Pointi tuumajaama kahe reaktori tööiga pikendatud $80$ aastale ning kaalutakse veel mitme reaktori tööea pikendamist.

Kütuse kulu

Tuumaelektrijaama ökonoomika erineb märgatavalt fossiilkütuseid põletavatest elektrijaamadest, sest kulu kütusele on oluliselt väiksem. Tuumajaamad kasutavad kütuseks peamiselt uraani ning kütuseks on valdavalt tsirkooniumitorudesse paigutatud uraanoksiidi pelletid. Ligikaudu poole kütuse koguhinnast moodustab uraani kontsentraadi (kollakoogi) hind ning poole selle rikastamise ja kütuseelementide kooste protsess ning kütuse lõppladestamise kulu. Kaevandatava uraani hinna kahekordistumine lisaks seega vaid $10\%$ elektri omahinnale olemasolevate tuumajaamade puhul ning $5\%$ uute tuumajaamade puhul.

Kui fossiilkütuste puhul on maailmaturul kaubeldavaks materjaliks ja ühikuks naftabarrelid, siis samamoodi toimub maailmaturul ka tuumajaamadele vajaliku uraani ost-müük. Täpsemalt on kaevandusettevõtete müügiartikliks kollakook ehk $0,7\%$ -lise rikastusastmega $^{235}\mathrm{U}$ .

Uraani hinna muutus ajas. Allikas: Trading Economics

Kollakooki tuleb kütuse valmistamiseks rikastada, seda teevad väga valitud ja range järelevalvega ettevõtted mitmes riigis. 2016. aastast on maailma uraani turuhinnad püsinud vahemikus $20–30\, \mathrm{USD/nael}$ . Kõrgeim oli hind 2007. aastal: $113\, \mathrm{USD/nael}$ , kuigi kuni 2004. aastani olid hinnad alla $20\, \mathrm{USD/nael}$ .

Ehkki uraani ei peeta taastuvaks maavaraks, on selle varud maailmas väga suured ning eeldatavalt selle aja jooksul, kui inimesed planeedil Maa eksisteerida saavad, praktikas ammendamatud. Ka tänaste tehnoloogiate ja tarbimismahtude juures on uraanivarud tagatud mitmeks sajandiks. Lisaks on ka kasutatud tuumkütus ümbertöödeldav ja uuesti tuumajaamas kasutamiseks kõlblik materjal.

Väikereaktorite majanduslik eelis

Kliimapoliitika tõttu on USA-s ja Euroopas 21. sajandil kasvanud tugev poliitiline nõudlus taastuvenergia järele, millele on riigid kehtestanud erinevaid toetusmeetmeid. Need toetused alandavad oluliselt investorite riski, kuid moonutavad ka turutasakaalu. Tavapärasemaks on muutunud väiksemate ja hajusalt paiknevate tootmisvõimsuste rajamine. See on veelgi vähendanud elektriturgudele turupõhiselt toimivate suurte elektritootmisvõimsuste rajamise loogikat ning paljud energiaettevõtted soovivad, et ka tuumaenergiat oleks võimalik rajada väiksemate mahtudena. Väiksem ühikuvõimsus võimaldab ka väiksemat koguinvesteeringut ehk väiksemat finantsriski, mis omakorda alandab kapitalikulu. Lühem ehitusperiood alandab riske veelgi.

Samuti võimaldavad väiksemad komponendid ja süsteemid palju enam kasutada tavatootmises kasutatavaid komponente, mis laiendab võimalike tarnijate ringi võrreldes suurreaktoritega. Näiteks kui suuremõõtmelise reaktori surveanuma tootjaid on OECD riikides vaid üks (Japan Steelworks), siis väikereaktoritele juba üle viie ettevõtte. Sama kehtib ka näiteks auruturbiini ja generaatori suhtes.

Väiksemad reaktorid võimaldavad saavutada ka paremaid ohutusnäitajaid, vajavad vähem spetsiifilisi paiknemistingimusi ning saavutavad ökonoomia tänu korduvale samatüübilisele seeriatootmisele. Paljud rahvusvahelised näited nii hilisemast kui ka varasemast ajast tõendavad, et rajades samatüübilisi reaktoreid samas asukohas, on võimalik saavutada nii teise, kolmanda kui neljanda reaktoriga jätkuvat $10–20\%$ ehituse kiirenemist ja kulude langust.

A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. (2002). GIF-002-00.
Airila, Markus; Auterinen, Iiro; Kotiluoto, Petri; Vanttola, Timo; Vilkamo, Olli (2015). The glow of Finland’s first reactor fades. Nuclear Engineering International. Kasutatud 16.2.2020, https://www.neimagazine.com/features/featurethe-glow-of-finlands-first-reactor-fades-4760842/
Cember, H. (1996). Introduction to health physics. Ameerika Ühendriigid: McGraw-Hill.
EIA kodulehekülg. (2018). Electricity Market Module of the National Energy Modeling System: Model Documentation
Energy Visions 2030 for Finland. (2002). VTT Energy. EDITA, Helsinki
Expansion of the Repository for Spent Nuclear Fuel. (2008). Environmental Impact Assessment
Ford, J. (toim) (2004). Radiation, people and the environment. Viin: Rahvusvaheline Aatomienergiaagentuur. Eestikeelsena leitav https://www.envir.ee/sites/default/files/kiirguskeskond.pdf
GIF (2002). A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Generation IV Interantional Forum
GIF (2018). R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems: 2018 Update. Generation IV Interantional Forum
Huoli ilmastonmuutoksesta nostaa ydinvoiman kannatusta (2019), Energiateollisuus ry kodulehekülg. Kasutatud 16.2.2020, https://energia.fi/uutishuone/materiaalipankki/huoli_ilmastonmuutoksesta_nostaa_ydinvoiman_kannatusta.html
Kenneth, D. Kok. (2009). Nuclear Engineering Handbook. CRC Press
Lillington, J.N. (2004). The Future of Nuclear Power. Elsevier
Nuclear Energy in Finland. (2005). Soome Majandus- ja Tööministeeriumi kodulehekülg. Kasutatud 16.2.2020, https://tem.fi/documents/1410877/2937056/ Nuclear+Energy+in+Finland. Soome Kaubandus- ja Tööstusministeerium
Otaniemen reaktori avasi Suomen atomikauden 1962 (2015). Kasutatud 16.2.2020, https://yle.fi/aihe/artikkeli/2015/06/30/ otaniemen-reaktori-avasi-suomen-atomikauden-1962
Overall Description of an Extension to the Final Disposal Facility of Spent Nuclear Fuel to Accommodate for the Fuel from Olkiluoto 4 Plant Unit. (2008). Posiva
Paist. A, Kruus. R. (2011). Tuumareaktorid.
Stults, S. C, Kitto, J. B. (1992). Steam, Its Generation and Use. 40th edition. The Babcock & Wilcox Company, Barberton, Ohio, USA
Suomalaiset ovat yhä nihkeitä uusille ydinreaktoreille, YLE (2010). Kasutatud 16.2.2020, https://yle.fi/uutiset/3-5537171
The Principles of Radioactive Waste Management. (1995). Safety Series No. 111-F, IAEA, Vienna
Trading Economics kodulehekülg. (2020). https://tradingeconomics.com/commodity/uranium
Walter, A.E. (2004). Radiation and modern life. New York: Prometheus Books.
World Nuclear Energy kodulehekülg. (2020). https://www.world-nuclear.org/getmedia/84082691-786c-414f-8178-a26be866d8da/REPORT_Economics_Report_2017.pdf.aspx
Ülevaade radioaktiivsete jäätmete käitlemise tehnoloogiatest ja nende rakendamise ökonoomikast. (2010). Eesti Energia
Ydinvoimalaitosyksiköt Olkiluoto 1 ja Olkiluoto 2, TVO kodulehekülg. Kasutatud 16.2.2020 https://www.tvo.fi/uploads/File/yksikot-OL1-OL2(1).pdf
Ydinvoiman kannatus on kasvanut EU:ssa, HS (2008). Kasutatud 16.2.2020, https://www.hs.fi/talous/art-2000004581710.html

Tuuma energia

Tuuma energia

Eessõna

Impressum

Versioonid ja parandused

Eessõna

Sissejuhatus

Tuumajaamad maailmas. Allikas: www.carbonbrief.org

1Tuumaenergia maailmas

1.1Tuumaenergia maailmas

Maailma elektrienergia toodang 2018. aastal. Allikas: IEA

Töötavate tuumareaktorite vanus 2017. aastal

Maailma elektrienergia toodang 2018.a.

1.2Lähiriigid

Tuumajaamad Euroopas. Allikas: rospearce.github.io/globalnuclearpower/ (14.09.2020)

1.2.2Soome

President Urho Kekkonen FiR- reaktorit käivitamas aastal 1962. Allikas: Aarre Ekholm / Lehtikuva

FiR-$1$ reaktor kasvajat neutrontomograafiaga kiiritamas.

Kiiritusravi kabineti plaan.

Protseduurilaud (A) ja kiirgussimulatsiooni seadmed (B). Laud fikseeritakse dokkimissüsteemiga (C). Ülemisel Väikesel pildil on näha patsiendi asendit protseduuri ajal. Patsient fikseeritakse vaakumpatjadega

Tuumaelektrijaamad Soomes.

Olkiluoto tuumajaam. Allikas: TVO

Soomes asuvad tuumajaamad

1.2.3Rootsi

Lõppladestusjaam Östhammaris.

Läti

Leedu

Venemaa

Eesti

2Tuumaenergeetika saamislugu

2.1Tuumaenergeetika saamislugu

Chicago Pile-$1$. Allikas: Ameerika Ühendriikide Energeetikaministeerium.

3Reaktorifüüsika

3.1Kust täpselt pärineb tuumaenergia?

3.2Lõhustusmisreaktsioon

Tuumade lõhustumise reaktsioon.

Ahelreaktsioon

3.3Neutronite aeglustamine

Uraan- lõhustumisel tekkinud neutronite energia jaotus

Kiiretel neutronitel töötavad reaktorid

3.4Vahepealse energiaga neutronitel töötavad reaktorid

Neutronite ahelreaktsioon reaktori tuumas. Allikas: Encyclopedia Britannica 2003.

3.5Reaktiivsuse kontroll

3.6Soojus- ja elektrienergia tootmine

Soojusenergiat ja vesinikku (otse)tootvad tuumareaktorid

3.7Tuumajäätmete füüsika

4Tuumareaktorid

4.1Mis on tuumareaktor?

4.1.1Mis on tuumareaktor?

Surveveereaktor

4.2Tuumareaktorite liigitamine

4.3Reaktorite põlvkonnad

Reaktorite põlvkondade ajajoon.

I kuni III+ põlvkond

IV põlvkond – Tulevikutehnoloogiad

Millised on IV põlvkonna tuumatehnoloogiad?

4.4Millised on IV põlvkonna tuumatehnoloogiad?

4.4.2Surveveereaktorid

Surveveereaktori korpus ja südamik

Kütusevarraste parameetrid (Westinghouse PWR-, )

Mõne PWR-reaktori parameetrid

Surveveereaktori põhielementide skeem.

4.4.3Keevaveereaktorid (BWR)

Keevaveereaktori skeem.

Mõned keevaveereaktorite karakteristikud

Mõned RBMK-reaktori andmed

RBMK-reaktori skeem.

4.4.4Raskeveereaktorid (CANDU)

CANDU tüüpi reaktor

4.4.5Gaasjahutusega reaktorid

Täiustatud gaasjahutusega reaktor AGR (advanced gascooled reactor)

Mõne Suurbritannia gaasgrafiitreaktori parameetrid

Kõrgtemperatuursed reaktorid

4.4.7Kiiretel neutronitel töötavad reaktorid

Reaktor BN-$600$.

Reaktor BN-600

4.5Litsenseerimises olevad reaktorid

4.5.2Surveveereaktor NuScale

NuScale’i mooduli üldvaade. Allikas: NuScale.

Üldandmed NuScale’i mooduli kohta

1
Tuumaenergia maailmas

1.1
Tuumaenergia maailmas

1.2
Lähiriigid

1.2.2
Soome

President Urho Kekkonen FiR- $1$ reaktorit käivitamas aastal 1962. Allikas: Aarre Ekholm / Lehtikuva

1.2.3
Rootsi

2
Tuumaenergeetika saamislugu

2.1
Tuumaenergeetika saamislugu

3
Reaktorifüüsika

3.1
Kust täpselt pärineb tuumaenergia?

3.2
Lõhustusmisreaktsioon

3.3
Neutronite aeglustamine

Uraan- $235$ lõhustumisel tekkinud neutronite energia jaotus

3.4
Vahepealse energiaga neutronitel töötavad reaktorid

3.5
Reaktiivsuse kontroll

3.6
Soojus- ja elektrienergia tootmine

3.7
Tuumajäätmete füüsika

4
Tuumareaktorid

4.1
Mis on tuumareaktor?

4.1.1
Mis on tuumareaktor?

4.2
Tuumareaktorite liigitamine

4.3
Reaktorite põlvkonnad

4.4
Millised on IV põlvkonna tuumatehnoloogiad?

4.4.2
Surveveereaktorid

Kütusevarraste parameetrid (Westinghouse PWR- $412$ , $3425\, \mathrm{MW_S}$ )

4.4.3
Keevaveereaktorid (BWR)

4.4.4
Raskeveereaktorid (CANDU)

4.4.5
Gaasjahutusega reaktorid

4.4.7
Kiiretel neutronitel töötavad reaktorid

4.5
Litsenseerimises olevad reaktorid

4.5.2
Surveveereaktor NuScale

4.5.3
Sulasoolareaktor IMSR– $400$ (Terrestrial Energy)

4.5.4
Sulasoolareaktor SSR-W $300$ (Moltex Energy)

4.5.5
Keevaveereaktor BWRX- $300$ (GE-Hitachi)

BWRX- $300$ tuumajaama läbilõige. Allikas: GE Hitachi

4.5.6
Gaasjahutusega reaktor MMR (Ultra Safe Nuclear Company)

4.6
Tuumareaktorite ohutusest

4.6.4
Süvakaitse strateegia

4.6.5
Ohutuskultuur

5
Tuumajaamas kasutatavad materjalid

5.2
Soojuskandjad

5.3
Aeglustid

5.4
Konstruktsioonimaterjalid

5.4.1
Konstruktsioonimaterjalid

5.5
Tuumkütused

5.5.3
Kus leidub uraani?

5.5.5
Kuidas uraani kaevandatakse?

5.5.6
Kuidas uraani maagist kätte saadakse?

5.5.13
Kas rikastamine on kallis?

5.5.18
Kuidas toodetakse kütusepelleteid?

5.5.19
Miks on vaja kütusevardaid?

5.5.20
Mis on kütusekoostu?