Tuumareaktor

Allikas: Vikipeedia
Jump to navigation Jump to search

Tuumareaktor ehk aatomireaktor on seade, milles teostatakse tuumareaktsiooniaatomituumade lõhustumise juhitavat ahelreaktsiooni.

Üle maailma on levinud tuumareaktorid, mis toodavad uraani või plutooniumi aatomi tuuma lõhustumisest kõigepealt soojust ja seejärel enamasti elektrienergiat (tuumaelektrijaamad). Teiste rakendusaladena võib nimetada vabade neutronite tootmist (näiteks materjalide uurimiseks) ning teatud radioaktiivsete nukliidide tootmist (näiteks meditsiinilisel otstarbel).

Püütakse välja töötada ka termotuumareaktorit, mis toodab energiat termotuumasünteesist.

Levinumad tuumareaktorid[muuda | muuda lähteteksti]

Enamik praegu energeetikas kasutatavaid tuumareaktoreid loetakse teise põlvkonda kuuluvaks. Kõik on aeglastel neutronitel töötavad reaktorid, mis kasutavad tuumkütusena peamiselt looduslikku uraani või uraan-235 suhtes väherikastatud uraani ja osaliselt reaktori töötamisel uraan-238 neutronkiiritamisel tekkivat plutooniumi. Sellega kasutatakse kogu uraanis sisalduvast lõhustumisenergiast ära ainult 1–2%. Tuumaenergeetikas on tänapäeval kasutusel nn ühekordne tuumkütusetsükkel ja kasutatud kütus läheb kohe (lõpp)ladustamisele. Uraani madal hind ei soodusta kasutatud tuumkütuse ümbertöötamist ja nii töödeldakse taaskasutuseks ainult mõni protsent. Kuna aga lõppladustamist ei praktiseerita, saab edasises tuumaenergeetika arengus ka senist kasutatud kütust kiiretes reaktorites veel ära kasutada. Paljud riigid loevadki kasutatud tuumkütust õigustatult oluliseks energiaressursiks.

Majanduslikel põhjustel on ka kiired reaktorid vähe levinud. Ehkki samast uraanikogusest saaks neis kätte 50–60 korda rohkem energiat palju väiksema jäätmekogusega, pole praegu soodne umbes kaks korda kallimaid kiireid reaktoreid ehitada. Olukord on küll viimastel aastatel muutumas seoses neljanda põlvkonna reaktorite ja vastava sümbiootilise tuumkütuse tsükli arendamisega. Majanduslikud tegurid konkurentsis muude kütustega määravad samuti suuresti asjaolu, et siiani on eelistatud suure elektrilise võimsusega (üle 1000 MW) tuumareaktoreid.

Energeetiline tuumareaktor toodab tuumkütuse tuumade kontrollitaval lõhustumisel vabanevat soojusenergiat, mida kasutatakse turbogeneraatoragregaadis (auruturbiiniga ühendatud elektrigeneraatoris) elektri saamiseks. Tüüpiline soojusefektiivsus on enamikul praegustel tuumajaamadel 33–36%. Vaatamata reaktoritüüpide erinevusele on tuumajaama üldskeem ja rida komponente nende ehituses ühised. Järgnevalt mõned levinumad reaktoritüübid.

Surveveereaktor (PWR, Pressurised Water Reactor)[muuda | muuda lähteteksti]

Surveveereaktori tööpõhimõte

Rohkem kui 260 reaktoriga on PWR enimkasutatav reaktoritüüp maailma energeetikas, peamiselt USA-s, Prantsusmaal, Jaapanis ja Venemaal (Venemaal toodetute nimetus on VVER). Elektriline võimsus varieerub piirides 300–1500 MW. Suure võimsusega PWR-reaktori südamikus võib olla 150–250 vertikaalselt asetatud kütusekomplekti, millest igaühes on 200–300 kütusevarrast. Kokku on reaktoris seega 80–100 tonni 3,5–5% uraan-235 suhtes rikastatud tuumkütust. Veerand kuni kolmandik kütust uuendatakse 1,5–2 aasta järel. Vertikaalsed juhtvardad juhitakse südamikku reaktorianuma pealt. Tavaline vesi reaktorianumas ja esmases ringluskontuuris (veeringlustorustikus) temperatuuril ~325 °C ja rõhul umbes 15 MPa (150 at) toimib nii soojuskandja kui ka aeglustina. Kõrge rõhk, mida hoiab aur erilises paisupaagis, takistab vee keemist esmases kontuuris. Aurugeneraatoris tekitab esmase kontuuri vee antud soojus auru teiseses, madalama rõhu all töötavas kontuuris. Aurugeneraator asub tavaliselt samuti kaitsekestas. Kaitsekestast väljas paiknev teisene ringluskontuur koosneb aurutraktist, turbogeneraatoragregaadist, kondensaatorist ja veepumbast. kondensaatorit, kus aur muundub tagasi aurugeneraatorisse juhitavaks veeks, jahutatakse jõe-, järve- või mereveega või jahutustornide abil.

Surveveereaktoreid eelistatakse sisemise ohutuse tõttu, mille tagab neile reaktoritele omane negatiivne tagasiside: kui südamiku võimsuse suurenemisel osa esmase süsteemi vett muutub auruks, siis aurus väheneb neutronite aeglustumine ja seega ka lõhustusreaktsiooni kiirus ning ühtlasi reaktori võimsus. Avariisüsteemiks reaktori seiskamise vajadusel on lisaks juhtvarrastele näiteks boori juhtimine esmase kontuuri vette. PWRi eeliseks on ka asjaolu, et teisene ringluskontuur ei saastu radioaktiivselt, mis esmases kontuuris paratamatult juhtub.

Keevveereaktor (BWR, Boiling Water Reactor)[muuda | muuda lähteteksti]

Keevveereaktori tööpõhimõte

Maailmas töötab üle 90 keevveereaktori elektrilise võimsusega kuni 1300 MW ja see on levikult teine reaktoritüüp USA-s, Jaapanis, Rootsis. Erinevalt PWR-ist on selles reaktoris ainult üks ringluskontuur madalama (~75 at) veerõhuga. Sellisel rõhul keeb vesi ~285 °C juures juba reaktorisüdamikus ja südamiku ülaosas on 12–15% kogu veest auru kujul. Aurus on neutronite aeglustumine oluliselt nõrgem kui vees. sellise reaktori kasutegur on väiksem kui PWR-reaktoril. Reaktorianuma ülaosas tekkinud aur läbib auruseparaatorid ja juhitakse sealt otse turbiini. Turbiinist jõuab aur kondensaatorisse, kus muundub veeks, jahtub ja vesi pumbatakse tagasi reaktorianumasse.

Tuumkütusena kasutatakse uraan-235 suhtes rikastatud uraanoksiidi kuni 750 vertikaalses kütusekomplektis, kus igaühes on 90–100 varrast. Korraga võib reaktoris olla kuni 140 tonni tuumkütust. Juhtvardad viiakse südamikku reaktorianuma alt. Lisaks kasutatakse juhtimiseks südamikku läbiva veevoo muutmist, reguleerides auru osakaalu südamiku ülaosas ja sellega neutronite aeglustamise efektiivsust.

Konstruktsiooni lihtsuse eest tuleb siiski maksta. Kuna turbiini jõuab reaktorisüdamikku läbinud aur, siis jõuavad sinna ka vees sisalduvad lühiealised radioaktiivsed lisandid. Turbiin vajab seetõttu kiirgusvarjestust ja igasugused hooldetööd generaatorisaalis tuleb reaktori töötamise ajal teha kiirgusohutuse meetmeid rakendades. Peale selle vajab BWR-reaktor ka lisaseadmeid reaktorianuma sees.

Surveraskeveereaktor (CANDU ehk PHWR, Pressurised Heavy Water Reactor)[muuda | muuda lähteteksti]

Surveraskeveereaktori tööpõhimõte

Levikult kolmas reaktoritüüp CANDU töötati välja Kanadas 1950. aastatel ja seda on järjest täiustatud. Praegu töötab 44 seda tüüpi reaktorit (keskmise võimsusega umbes 500 MW) mitmes riigis, näiteks Kanadas ja Indias. CANDU suur eelis on võimalus kasutada looduslikku 0,7% uraan-235 sisaldusega uraanoksiidi tuumkütusena tänu deuteeriumi suurepärastele aeglustusomadustele. Jääb ära kulukas uraanirikastusprotsess, kuid samas tuleb rikastada aeglustusmaterjali, mis pole küll samuti odav.

Madalal temperatuuril ja rõhul aeglusti paikneb suures kalandriks nimetatavas paagis, mida läbistab mitusada horisontaalset survetoru. Aeglusti rasket vett jahutatakse eraldi soojusvaheti abil, seega on ka siit võimalik vähesel määral soojust toota. Igas survetorus paikneb otsakuti 12 kütusekomplekti, millest igaühes on 37 poole meetri pikkust tsirkooniumisulamist torus varrast ja seda komplekti läbib esmase kontuuri jahutusvesi. Juhtvardad viiakse kalandri pealt vertikaalselt kütust sisaldavate survetorude vahele.

Esmase ringluskontuuri raske vesi survetorudes on kõrge rõhu all temperatuuril kuni 290 °C ja ringeldes läbi aurugeneraatori, tekitab nagu PWR-reaktoris teises kontuuris auru, mis omakorda käitab turbogeneraatoragregaadi turbiini. Kuna üksikuid survetorusid on võimalik ükshaaval süsteemist välja lülitada, saab tuumkütust vahetada reaktori töötamise käigus ja selleks pole vaja reaktorit seisata. Avariiseiskamiseks on CANDU lisaks juhtvarrastele varustatud ka neutroneid efektiivselt neelava gadoliiniumi lisamise süsteemiga, mis lisatakse kalandri aeglustile.

Täiustatud gaasjahutusega reaktor (AGR, Advanced Gas-cooled Reactor)[muuda | muuda lähteteksti]

Täiustatud gaasjahutusega reaktori tööpõhimõte

Ühendkuningriigis väljatöötatud ja ainult seal kasutatav reaktoritüüp on elektrilise võimsusega 550–625 MW. AGR kasutab rikastatud uraanoksiidist tuumkütust ja soojuskandjana süsihappegaasi. Prototüüp, nn Magnox-reaktor, kasutas kütuseks looduslikku metalset uraani. Neutronite aeglustiks on grafiit. Tuumkütus paikneb tablettidena grafiitaeglustis – vertikaalselt paigaldatud roostevabast terasest torudes. Juhtvardad suunatakse aeglustisse reaktorikorpuse pealt. Reaktorianum, mis toimib ühtlasi kiirgusvarjena, on valmistatud raudbetoonist ja selles asuvad ka aurugeneraatoritorud. Avariisulgemise süsteem juhib vajadusel soojuskandjasse lämmastiku, mis summutab ahelreaktsiooni. Süsinikdioksiidist soojuskandja läbib reaktorisüdamiku, kuumeneb temperatuurini kuni 650 °C ja läbib seejärel aurugeneraatori, kus veest tekitatakse aur teises kontuuris. Edasine töö on analoogiline PWR-reaktoritüübiga.

Grafiitaeglustiga kergeveereaktor (RBMK, Reaktor Bolšoi Moštšnosti Kanalnõi)[muuda | muuda lähteteksti]

Kergevee grafiitaeglustiga reaktori tööpõhimõte

See reaktoritüüp võimsusega 1000–1500 MW on väljatöötatudeEndises NSV Liidus ja ainult selle territooriumil ehitatud. Tuumkütuseks oli kuni 1986. aastani madala rikastusastmega 2% uraan-235 uraanoksiid 3,5 m pikkustes kütusekomplektides. Pärast avariid Tšornobõlis suurendati kütuse uraan-235 rikastusastet 2,4%. Kütus asetseb vertikaalsetes 7 m pikkustes survetorudes, mis paiknevad aeglustigrafiidis. Samas asuvad ka vertikaalsed juhtvardad. Survetorudest voolab soojuskandjana läbi kõrge rõhu all vesi temperatuuril ~ 290 °C, mis erinevalt CANDU reaktorist keeb. RBMK tüüpi reaktorit iseloomustab ohtlik positiivne tagasiside ja seepärast sellist tüüpi muudes maades ehitada ei lubata. Positiivne tagasiside võib tekkida järgmiselt. Tuleb arvestada, et tavaline vesi mitte ainult ei aeglusta, vaid ka neelab neutroneid. Võimsuse suurenemisel tekkiv aur põhjustab neutronite neeldumise vähenemist ja samaaegselt jahutuse halvenemist varem veega täidetud reaktorisüdamikus, peamine grafiitaeglusti toimib üha efektiivsemalt ja reaktori võimsus aina kasvab. See protsess koos reaktori ehitusvigade ja valede juhtimisvõtetega viis raske reaktoriavariini Tšornobõlis 1986. aastal. RBMK-reaktorit energeetikas kasutamiseks enam edasi ei arendata ja rahvusvaheline surve on praegu töötavate reaktorite lõplikuks seiskamiseks.

Järgmise põlvkonna tuumareaktorid[muuda | muuda lähteteksti]

Uued reaktoritehnoloogiad moodustavad tuumareaktorite neljanda põlvkonna. Rahvusvahelise töörühma ülesanne on arendada välja kuus reaktoritehnoloogiat, mida oleks võimalik rakendada ajavahemikus 2020–2030. Neist neli on kiired neutronreaktorid. Süsteemide arenduses on rõhk jätkusuutlikkusel, kokkuhoiul, töökindlusel ja turvalisusel. Maailma tuumaenergia liidu neljanda põlvkonna rahvusvaheline foorum sai ametliku alguse 2001. aasta keskel. Foorumil on esindatud riigid, kelle jaoks tuumaenergia on oluline praegu ja tulevikus. Lisaks eesistujale USA-le võtavad neljanda põlvkonna initsiatiivist osa Argentina, Brasiilia, Kanada, Lõuna-Korea, Lõuna-Aafrika, Šveits ja Euroopa Liit. Venemaa ja Hiina liitusid 2006. aastal.

Aastal 2005 lepiti kokku kuue reaktoritehnoloogia valikus, mis peaksid kujundama tuumaenergia näo lähitulevikus. Kõiki valituid iseloomustab praegustega võrreldes parandatud jätkusuutlikkus, säästlikkus, ohutus, usaldatavus, kindlus terrorirünnaku ja tuumarelvamaterjali diversiooni suhtes ning pikk tööiga (üle 60 aasta). Kõik reaktorid töötavad kõrgetel temperatuuridel, so temperatuuride vahemikus 510–1000 °C. Võrdluseks, tänapäeva veereaktorite töötemperatuur on umbes 330 °C. Seejuures neli tüüpi kuuest sobivad tootma kõrge temperatuuriga soojust vesiniku termokeemiliseks tootmiseks või muudeks tööstuslikeks rakendusteks.

Gaasjahutusega kiire reaktor[muuda | muuda lähteteksti]

See töötab temperatuuril 850 °C ja sobib tootma nii elektrit kui ka vesinikku. Elektritootmisel paneb gaas tööle turbiini. Kütuseks on mitmesugused lõhustuvad ained, sealhulgas vaesestatud uraan. Tarvitatud kütus läheb taaskasutusse kohapeal, et minimeerida ohtlike tuumajäätmete teket. Ehkki General Atomics, mis tegeleb tuumafüüsika tehnoloogiatega, töötas selle süsteemi välja 1970. aastatel, ei ole siiani ühtegi ehitatud.

Pliijahutusega kiire reaktor[muuda | muuda lähteteksti]

Selles liigub loomuliku konvektsiooniga plii või vismuti ja plii sulam temperatuuril 550 °C. Arendajate arvates on võimalik selliseid süsteeme ehitada väga erineva suurusega: alates tööstuslikest pika elutsükliga nn patareidest ning 300–400 MWe moodulitest ja lõpetades suurte (1400 MW) jõujaamadega. Uute materjalitehnoloogiatega loodetakse reaktori töötemperatuuri tõsta 800 kraadini, et võimaldada ka vesiniku tootmist. See on analoogne Venemaa kiire reaktori tehnoloogiaga BREST, mis põhineb plii ja vismuti jahutusega tuumaallveelaevade ehitamise neljakümneaastasel kogemusel. Ettepanek tehnoloogia Maailma tuumaenergia liidu neljanda põlvkonna rahvusvahelisse foorumisse lülitada tuleneb aga pigem kahest eksperimentaalreaktorist: STAR USA-s, mis töötab pliijahutusega, ja LSPR Jaapanis, mille jahutamiseks kasutatakse pliid ja vismutit.

Sulasoolareaktor[muuda | muuda lähteteksti]

See töötab ülesoojusliku kiirusega neutronitel. Naatrium- ja tsirkooniumfluoriidide segust soojuskandjas lahustatud uraankütus ringleb läbi grafiidist südamikukanalite, mille tulemusena neutronid mõningal määral aeglustuvad. Plutooniumi ja teisi aktiniide saab lisada reaktori tööd katkestamata. Jahutus töötab 700 °C juures, 800 °C peetakse võimalikuks. 1960. aastatel töötati USAs mõnda aega sulasoolareaktori väikese prototüübiga, kuid hiljem projekt lõpetati. Sulasoolareaktoril on mitmeid häid omadusi: suurem ohutus passiivse madalarõhulise jahutuse tõttu, lühiajalise radioaktiivsusega lõhustusproduktid, vähendatud võimalus reaktori materjale relvatootmises kasutada ja madal kütusekulu.

Naatriumjahutusega kiire reaktor[muuda | muuda lähteteksti]

See toetub viie kümnendi jooksul kaheksas riigis saadud kogemustele kiirete neutronreaktoritega. Nähakse ette rektoreid kahele elektrilise võimsuse piirkonnale:

  • võimsusel 150–500 MW töödeldakse aktiniide ja metalset tuumkütust kohapeal;
  • 500–1500 MW reaktorite korral toimub tavapärase MOX-kütuse töötlemine spetsiaalsetes rajatistes.

2008. aasta alguses sõlmisid USA, Prantsusmaa ja Jaapan kokkuleppe naatriumjahutusega kiire reaktori tehnoloogia edasiarendamiseks.

Ülekriitilise veega jahutatud reaktor[muuda | muuda lähteteksti]

Selle puhul toimub jahutus termodünaamilisest kriitilisest punktist kõrgemale viidud veega. Termodünaamiline kriitiline punkt on kõrgeim temperatuur ja rõhk, mille all gaasiline ja vedel olek on tasakaalustatud. Ülekriitiline vesi paneb turbiini otse tööle ega toimu vee muutmist auruks ning vastupidi. Reaktorit on võimalik ehitada ka kiireks reaktoriks tingimusel, et aktiniidide ümbertöötamisel rakendatakse tavapärast tsüklit. Suurem osa ülekriitilise veega jahutatud reaktori arendusest on toimunud Jaapanis.

Ülikõrgtemperatuurne reaktor[muuda | muuda lähteteksti]

See on aeglaste neutronite reaktor, millega töötamisel on tuumariikides pikaajalised kogemused. Soojuskandja temperatuur 1000 °C võimaldab elektri ja vesiniku koostootmist, samuti on võimalik otsene suure kasuteguriga energiatootmine. Süsteem on kütuste suhtes paindlik, kuid ümbertöötamine puudub. Reaktorid on väljatöötamisel Jaapanis, Venemaal, Hiinas ja Lõuna-Aafrikas koostöös rahvusvaheliste partneritega. Võimsuseks kujuneb eeldatavasti umbes 600 MW.

Termotuumareaktorid[muuda | muuda lähteteksti]

Lõhustumine pole ainus mõeldav viis tuumaenergia vabastamiseks. Energia saab vabaneda mitte ainult suurte tuumade lagunemisel keskmisteks, vaid ka kergete tuumade ühinemisel – samuti keskmisteks. Kõige soodsam on tuumasünteesiks kasutada kõige kergemat tuuma, milleks on vesinik, et muuta see heeliumiks. Kahjuks pole aga harilikus vesinikus heeliumi tuuma moodustamiseks hädavajalikku neutronit. Samas on loodusliku vesiniku hulgas 0,015% nn rasket vesinikku ehk deuteeriumi, mille tuum koosneb ühest prootonist ja ühest neutronist. Kahe deuteeriumi tuuma ühinemisel ongi võimalik saada heeliumi tuum.

Siiski pole inimkond veel jõudnud sünteesireaktsioonide rakendamiseni energeetikas. Raskus on selles, et tuumade liitmiseks on vaja tuumi üksteisele lähendada, kuni nad jõuavad lühikese mõjuraadiusega tuumajõudude haardeulatusse. See on aga raske ülesanne, sest tuumad, olles ühenimeliselt laetud, tõukuvad tugevasti. Ainet tuleb nii tugevasti kuumutada, et gaasi osakeste põrkumise energia suudaks selle tõukumisbarjääri ületada ja teostuks sünteesireaktsioon kõrge temperatuuri toimel ehk termotuumareaktsioon. Selleks on vaja umbes 100 miljoni kraadist temperatuuri. Aastakümnete pikkuse intensiivse uurimistöö tulemusena on nüüd selline temperatuur saavutatud, kuid ainult lühikesteks ajahetkedeks. Teadlased on küll täheldanud reaktsiooni toimumist, kuid seni vajab seadeldis käigushoidmiseks märksa rohkem energiat kui ta suudab toota. Vastavad uuringud ja katsetused jätkuvad ja pole kahtlust, et esinevad probleemid leiavad ükskord ka lahenduse.

Termotuumaenergia juurutamisel on inimkonna tuleviku seisukohalt väga suur tähtsus, ja seda kahel põhjusel. Esiteks on kõik teised kasutatavad energiaallikad ammenduvad. Päikeseenergia ja temast vahetult pärinev tuuleenergia on küll praktiliselt ammendamatud, kuid need pole suure energeetika vajadusteks küllaldasel määral kontsentreeritavad. Ainult termotuumareaktor suudab anda inimkonnale praktiliselt ammendamatu energiaallika, sest deuteeriumi varud maailmaookeanis on ülisuured. Teiseks on termotuumaenergia saastevaba. See tähendab, et võimalik õnnetus jõujaamas ei saa keskkonda saastata, samuti pole muret radioaktiivsete jääkide eemaldamise ja matmise probleemiga. Tuumasüntees toodab tuumalõhestumisega võrreldes oluliselt lühema poolestusajaga ja vähemohtlikke radioaktiivseid jäätmeid. Puuduvad ka tuumkütuse tarnijatega seotud probleemid. Iga vett ja seega selles sisalduvat deuteeriumi omav riik saab tuumkütuse omanikuks.

Vaata ka[muuda | muuda lähteteksti]