Tuumareaktor

Allikas: Vikipeedia

Tuumareaktor ehk aatomireaktor on seade, milles leiab pidevalt mikroskoopilises, tehnilises mastaabis aset tuumareaktsioon.

Üle maailma on levinud tuumareaktorid, mis toodavad uraani või plutooniumi aatomi tuuma lõhustumisest kõigepealt soojust ning seejärel enamasti elektrienergiat (tuumaelektrijaamad). Teised rakendused on näiteks vabade neutronite tootmine (näiteks materjalide uurimiseks) ning teatud radioaktiivsete nukliidide tootmiseks, näiteks meditsiinilisel otstarbel.

Püütakse välja töötada ka termotuumareaktorit, mis toodab energiat termotuumasünteesist.

Levinumad tuumareaktorid[muuda | redigeeri lähteteksti]

Enamik praegu energeetikas kasutatavaid tuumareaktoreid loetakse II põlvkonda kuuluvaks. Kõik on aeglastel neutronitel töötavad reaktorid, mis kasutavad tuumkütusena peamiselt looduslikku 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 tuumkütuse tsükkel ja kasutatud kütus läheb kohe (lõpp)ladustamisele. Uraani madal hind ei soodusta kasutatud tuumkütuse ümbertöötamist ja nii töödeldakse taaskasutamiseks ainult mõni protsent. Kuna aga lõppladustamist ei praktiseerita, siis 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 MWe) tuumareaktoreid.

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

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

Surveveereaktori tööpõhimõte

Rohkem kui 260 reaktoriga on PWR enimkasutatav reaktoritüüp maailma energeetikas, peamiselt USA-s, Prantsusmaal, Jaapanis ja Venemaal. Elektriline võimsus varieerub piirides 300–1500 MWe. 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 kuni 2 aasta järel. Vertikaalsed juhtvardad juhitakse südamikku reaktorianuma pealt. Tavaline vesi reaktorianumas ja esmases jahutussüsteemis temperatuuril ~325 °C ja rõhul ~150 at toimib nii soojuskandja kui ka aeglustina. Kõrge rõhk, mida hoiab aur erilises survepaagis, takistab vee keemist esmases kontuuris. Aurugeneraator, milles esmase kontuuri vee antud soojus tekitab turbogeneraatorit käitava auru teiseses madalama rõhu all töötavas jahutuskontuuris, asub tavaliselt samuti kaitsekestas. Kaitsekestast väljas koosneb teisene jahutuskontuur aurutraktist, turbogeneraatorist, kondensaatorist ja veepumbast. Kondensaatorit, kus aur muundub tagasi aurugeneraatorisse juhitavaks veeks, jahutatakse jõe-, järve- või mereveega või jahutustornide abil.

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

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

Keevveereaktori tööpõhimõte

Maailmas töötab üle 90 keevveereaktori võimsustega kuni 1300 MWe ja see on levikult teine reaktoritüüp USA-s, Jaapanis, Rootsis. Erinevalt PWR-st on selles reaktoris ainult üks madalama ~75 at veerõhuga jahutuskontuur. 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. Kokkuvõttes on sellise reaktori kasutegur 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 olenevalt reaktori võimsusest kuni 750 vertikaalses kütusekomplektis, kus igaühes on 90–100 varrast. Korraga on reaktoris 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 turbogeneraatorisse jõuab reaktorisüdamikku läbinud aur, siis jõuavad sinna ka vees sisalduvad lühiealised radioaktiivsed lisandid. Turbiin vajab seetõttu kiirgusvarjestust ja igasugused hooldetööd generaatorisaalis tuleb reaktori töötamisel teha kiirgusohutuse meetmeid rakendades. Peale selle vajab BWR reaktor ka lisaseadmeid reaktorianuma sees.

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

Surveraskeveereaktori tööpõhimõte

Levikult kolmas reaktoritüüp CANDU töötati välja Kanadas 1950-ndatel aastatel ja seda on järjest täiustatud. Praegu töötab 44 seda tüüpi umbes 500 MWe keskmise võimsusega reaktorit mitmetes maades, näiteks Kanadas ja Indias. CANDU suur eelis on võimalus kasutada looduslikku 0,7% uraan-235 sisaldusega uraanoksiidi tuumkütusena tänu deuteeriumi suurepärastele aeglustiomadustele. Jääb ära kulukas uraanirikastusprotsess, kuid samas tuleb rikastada aeglustimaterjali, 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 poolemeetrise pikkusega tsirkooniumisulamist torus varrast ja seda läbib esmase kontuuri jahutusvesi. Juhtvardad viiakse kalandri pealt vertikaalselt kütust sisaldavate survetorude vahele. Esmase jahutuskontuuri raske vesi survetorudes on kõrge rõhu all kuni 290 °C ulatuval temperatuuril ja ringeldes läbi aurugeneraatori, tekitab nagu PWR reaktoris teises kontuuris auru, mis omakorda käitab turbogeneraatori. Kuna üksikuid survetorusid saab igaüht eraldi süsteemist välja lülitada, saab tuumkütust vahetada reaktori töötamise käigus ja selleks pole vaja reaktorit seisata. Avariiseiskamiseks on CANDU varustatud lisaks juhtvarrastele ka kalandri aeglustile neutroneid efektiivselt neelava gadoliiniumi lisamise süsteemiga.

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

Täiustatud gaasjahutusega reaktori tööpõhimõte

Ühendkuningriigis väljatöötatud ja ainult seal kasutatav reaktoritüüp on elektrilise võimsusega 550–625 MWe. AGR kasutab rikastatud uraanoksiidist tuumkütust ja soojuskandjana süsihappegaasi. Prototüüp, nn Magnox reaktor, kasutas kütuseks looduslikku metalset uraani. Neutronite aeglustiks on grafiit. Tuumkütus paikneb tablettidena vertikaalselt paigaldatud roostevabast terasest torudes grafiitaeglustis. Juhtvardad suunatakse aeglustisse reaktorikorpuse pealt. Reaktorianum, mis toimib ühtlasi kiirguskaitsena, 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.

Kergevee grafiitaeglustiga reaktor ehk RBMK (reactor bolšoi moštšnosti kanalnõi)[muuda | redigeeri lähteteksti]

Kergevee grafiitaeglustiga reaktori tööpõhimõte

Endises NSV Liidus väljatöötatud ja ainult selle territooriumil ehitatud reaktoritüüp võimsusega 1000–1500 MWe. Tuumkütuseks oli kuni 1986. a. madala rikastusastmega 2% uraan-235 uraanoksiid 3,5 m pikkustes kütusekomplektides. Pärast avariid Tšernobõlis suurendati kütuse rikastusastet 2,4% uraan-235. 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 Tšernobõlis 1986. aastal. RBMK reaktorit energeetikas kasutamiseks enam edasi ei arendata ja rahvusvaheline surve on praegu töötavate reaktorite lõplikuks seiskamiseks.

Järgmise põlvkonna tuumareaktorid[muuda | redigeeri 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 Argentiina, 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 | redigeeri 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, arendas gaasjahutusega kiire reaktori süsteemi seitsmekümnendatel, ei ole siiani ühtegi ehitatud.

Pliijahutusega kiire reaktor[muuda | redigeeri 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 niinimetatud patareidest ja 300–400 MWe moodulitest ja lõpetades suurte 1400 MWe jõujaamadega. Uute materjalitehnoloogiatega loodetakse reaktori töötemperatuuri tõsta 800 kraadini, et võimaldada ka vesiniku tootmist. See on analoogne Venemaa kiire reaktori tehnoloogiaga BREST, mis põhineb neljakümneaastasel plii ja vismuti jahutusega tuumaallveelaevade ehitamise 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 | redigeeri 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. Kuuekümnendatel töötas USA 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 | redigeeri lähteteksti]

See toetub viie kümnendi jooksul kaheksas riigis saadud kogemustele kiirete neutronreaktoritega. Nähakse ette kaht erinevat reaktorit: 150–500 MWe puhul töödeldakse aktiniide ja metalset tuumkütust kohapeal ja 500–1500 MWe reaktorite korral tavapärase MOX-kütuse töötlemine spetsiaalsetes rajatistes. 2008. aasta alguses sõlmisid USA, Prantsusmaa ja Jaapan kokkuleppe naatriumjahutusega kiire reaktori tehnoloogia arendamiseks.

Ülekriitilise veega jahutatud reaktor[muuda | redigeeri 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 | redigeeri lähteteksti]

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

Termotuumareaktorid[muuda | redigeeri 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% niinimetatud 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, kuna 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 ammendumatud, kuid need pole suure energeetika vajadusteks küllaldasel määral kontsentreeritavad. Ainult termotuumareaktor suudab anda inimkonnale praktiliselt ammendumatu energiaallika, sest duteeriumi 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 | redigeeri lähteteksti]