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 $783TWh$ 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 $C{O}_2$-heitmeteta elektrijaamade sulgemise tulemusena Saksamaa $C{O}_2$-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.

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 $C{O}_2$-vabast elektrist.

2020. aasta novembri seisuga on maailmas töös umbes $450$ reaktorit (koguvõimsusega ligikaudu $393G{W}_e$) 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.

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 ($79km$ Narvast) ja Loviisa TEJ Soome Vabariigis ($103km$ Eesti rannikust – Kundast põhja suunas). Järgnevad Rootsi tuumaelektrijaam Oskarshamnis, mis on Saaremaast $345km$ ja Tallinnast $540km$ kaugusel, ning Tallinnast $270km$ kaugusele jääv jaam Soomes Olkiluotos.

1.2.1 Soome

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 $150–250MW$ 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 $200MW$ 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 $250kW$ uurimisreaktori, mis sai nimeks Finland Reactor $1$ ehk lühidalt FiR-$1.$ Espoos Otaniemis paikneva reaktori avas president Urho Kekkonen 1962. aastal.

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.

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 $90km$ 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 $660MW$, millelt see on on järk-järgult tõstetud praegusele $890MW$-le. Võimsuse tõstmine on olnud võimalik tänu turbiini tehnoloogia moderniseerimisele ja reaktori soojusvõimsuse tõstmisele  reaktoritehnoloogia arengu tulemusena. Jaamaüksuste üldine kasutegur on umbes $35\%$.

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.

1.2.2 Rootsi

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.

1.2.3 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.

1.2.4 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.

1.2.5 Venemaa

Venemaa ja endise Nõukogude Liidu tuumaenergia ajaloo nurgakiviks võib pidada $5MW$ 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 $35MW$ 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.

1.2.6 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 $70MW$. 1980. aastal vahetati reaktoris tuumkütus uue kütusega. Reaktori nr $1$ tööaeg oli kokku ($20–40\%$ koormusel) $20821$ tundi ($13781$ tundi esimese kütusekogusega ja $7040$ tundi teise kütusekogusega).

Reaktor nr $2$ oli PWR/BM-$4$ (LWR) tüüpi, soojusvõimsusega $90MW$ 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 $38cm$ 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.

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 $1MW$ reaktor Oak Ridge’is, septembris 1944 valmis USA Washingtoni osariigis $200MW$ 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 ${}^{235}U$ koguste rikastamiseks ja plutooniumi ${}^{239}Pu$ 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 $1kW$. Esimene riigi elektrivõrku ühendatud $5M{W}_e$ 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 $60M{W}_e$ 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 $250M{W}_e$ 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 $50M{W}_e$ 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 ($70–500M{W}_e$​​​​​​​) praamil asuvate ujuvtuumareaktorite ehitamist, et varustada elektriga Kaug-Ida väheasustatud alasid.

Marie Skłodowska Curie

Sünninimi Maria Salomea Skłodowska (7. november 1867 – 4. juuli 1934) oli Poola päritolu Prantsuse füüsik ja keemik.

Koos abikaasa Pierre Curiega avastas ta 1898. aastal radioaktiivsed elemendid polooniumi (nimetati nii Marie Curie sünnimaa Poola auks) ja raadiumi ning sai aastal 1903 selle eest Nobeli füüsikaauhinna.

Marie Curie oli esimene Nobeli auhinna saanud naine, esimene inimene ja siiani ainus naine, kes sai kaks Nobeli auhinda, ja ainus inimene, kes on saanud Nobeli auhinnad eri aladel.

Maria õppis Pariisis Sorbonne’is keemiat ja füüsikat. Ta sai füüsikaprofessor Antoine Henri Becquereli doktorandiks ning kaitses viimase juhendamisel doktoritöö „Radioaktiivsete materjalide uuringud“ juunis 1903. Becquerel ise avastas rea 1986. aasta katsete tulemusel uraanist lähtuva ioniseeriva kiirguse.

Oma doktoritöös tõestas Skłodowska-Curie ümberlükkamatult, et ioniseeriva kiirguse intensiivsus ei sõltunud uraanühendi füüsilisest seisust või keemilisest koostisest, vaid ainult selle uraanisisaldusest. Sorbonne’is tutvus ta füüsiku ja õppejõu Pierre Curie’ga ning nad abiellusid 25. juulil 1895. 1897. aastal sündis neil esimene laps, tütar Irène, kes 1935. aastal koos oma abikaasa Frédéric Joliot-Curiega sai Nobeli keemiaauhinna tehisradioaktiivsuse ja positronaktiivsuse avastamise eest. Nende avastuste tulemusel suutsid nad sünteesida radioaktiivseid tehisisotoope ning need avastused omakorda olid teedrajavad Enrico Fermi 1936. aasta neutroni aeglustusefekti avastamise katsetustele Roomas.

Pierre ja Marie  uurisid radioaktiivseid materjale, eriti uraanipigimaaki, mis oli kummalisel kombel radioaktiivsem kui sellest saadud uraan. Hiljemalt 1898. aastaks tulid nad järeldusele, et uraanipigimaak sisaldab vähesel määral mingit tundmatut radioaktiivset komponenti, mis on uraanist $400$ korda radioaktiivsem. 18. juunil 1898 teatas Marie Curie selle uue aine olemasolust. Mitu aastat lakkamatult töötades rafineerisid nad mitu tonni uraanipigimaaki, aina suurendades radioaktiivsete komponentide kontsentratsiooni, ning eraldasid lõpuks kaks uut keemilist elementi, algul kloriididena. Esimese nimetasid nad Marie sünnimaa Poola järgi polooniumiks ning teine nimetati intensiivse radioaktiivsuse pärast raadiumiks. Aastal 1898 avastas Marie Curie ka tooriumi radioaktiivsuse.

Enrico Fermi

Enrico Fermit (29. september 1901 – 28. november 1954) on peetud üheks „tuumaajastu arhitektiks“.

Fermi nimel oli mitu tuumaenergiaga seotud patenti ja talle omistati 1938. aastal Nobeli füüsikaauhind tema töö eest neutronpommitamisega tekitatud radioaktiivsuse ning transuraaniliste elementide avastamise eest. Itaalia rassiseaduste tõttu lahkus ta oma juudist abikaasa Laura Caponiga 1938. aastal Nobeli füüsikapreemia kättesaamisele Stockholmi, kust emigreerus edasi Ameerika Ühendriikidesse.

Seal liitus ta Teise maailmasõja ajal Manhattani projektiga. Fermi juhtis meeskonda, mis projekteeris ja ehitas esimese tuumareaktori Chicago Pile-$1$, milles saavutati kriitilisus 2. detsembril 1942, tõestades esimest korda inimtekkelise, isesäilitava tuuma ahelreaktsiooni. Sõja järel töötas Fermi J. R. Oppenheimeri juhitud General Advisory Committees, mis nõustas Aatomienergia Komisjoni tuumafüüsika küsimustes. Pärast esimese Nõukogude Liidu tuumalõhkepea detoneerimist 1949. aasta augustis oli ta tugevalt vastu vesinikpommi arendamisele moraalsetel ja tehnilistel kaalutlustel.

Fermi tegi Chicago Tuumafüüsika instituudis olulist töö elementaarosakeste füüsikas, eriti seoses pionite ja müüonitega ning esitas hüpoteesi, et kosmosekiirgus tekkis, kui osakesi kiirendati tähtedevahelise ruumi magnetväljas. Fermi järgi on nime saanud paljud auhinnad ja institutsioonid, sealhulgas Enrico Fermi auhind, Enrico Fermi Instituut, Fermi Riiklik Kiirendilabor (Fermilab), Fermi gammakiirguse kosmoseteleskoop, Enrico Fermi tuumajaam ja sünteetiline element fermium – ta on üks $16$ teadlasest, kelle järgi on nimetatud keemiline element.

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 $E=m{c}^2$. Isegi kui ühes reaktsioonis „kaduv“ mass on väike, tuleb see läbi korrutada valguse kiiruse ehk $300000000m/s$ 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 ${}^{235}U$, 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 (${}^{237}U$, hapnik või lämmastik jms). Siis annab neutron või kildtuum suure osa oma liikumisenergiast teisele aatomituumale ja see omakorda muutub materjalis juba tavaliseks soojusenergiaks.

3.2.1 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.

Kui füüsikud 1930. aastate lõpus uraani lõhustumist uurisid, siis avastasid nad, et kõige paremini neelab ${}^{235}U$ 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 $500{}^{\circ }C$ juures on aatomituumade liikumisenergia väiksem kui $1$ elektronvolt.

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

Teisalt, tuumalõhustumisel vabanevad neutronid ligi miljon korda suurema energiaga, $0,1–10MeV$, keskmiselt $2MeV$. 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 ${}^{235}U$ 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 $H_{2}O$), siis raske vesi koosneb deuteeriumist ja hapnikust ($D_{2}O$). 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 ${}^{237}U$ 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.

3.3.1 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 $UC$, plutooniumoksiid $Pu{O}_2$ jne). Enne tuumakütuse lõhustamist jõuavad neutronid kaotada ligemale $90\%$ oma energiast, nende tüüpiline energia on $0,1–0,4MeV$. Kiiretel neutronitel töötavas reaktoris saab toota ka lõhustumisprotsessist ülejäänud neutronite abil uut tuumkütust. Reaktorisüdamik ümbritsetakse nn kattekihiga, mis koosneb kas ${}^{238}U$ või ${}^{232}Th$. Nende elementide haaratud neutronite toimel tekib uus tuumkütus ${}^{239}Pu$ või ${}^{233}U$.

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 ${}^{235}U$ 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 $1–1000eV$. Näiteks berülliumi ja ${}^{235}U$ 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.

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 $700–800{}^{\circ }C$), 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 ($eV$), siis tuumareaktsioonis vabanev energia on miljoneid kordi suurem ($\sim MeV$). 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, $C{O}_2$), 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 $H_{2}O$) on ka puudusi. Esiteks neelab see liialt neutroneid, mistõttu vajavad tavalist vett kasutavad reaktorid normaalseks toimimiseks rikastatud kütust ehk kütust, milles ${}^{235}U$ 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 ($D_{2}O$), 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 $110M{W}_e$ 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.

3.6.1 Soojusenergiat ja vesinikku (otse)tootvad tuumareaktorid

On disainitud ka reaktoreid, mis töötavad üsna madalal temperatuuril ($\sim 100{}^{\circ }C$) 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 $600{}^{\circ }C$. Räägitakse kesktemperatuursetest ($600–800{}^{\circ }C$) ja kõrgtemperatuursetest ($>800{}^{\circ }C$) 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 ${}^{235}U$ 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 ${}^{237}U$ 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.

4.1.1 Mis on tuumareaktor?

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.

4.3.1 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 ($5MW$) 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 $46MW$.

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 $>1GW$) 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 $30–35GW\ddot{\text{o}}\ddot{\text{o}}\text{p/t}$ asemel toodetakse $60GW\ddot{\text{o}}\ddot{\text{o}}\text{p/t}$) 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 $1000M{W}_e$ ja enam) võimaldavad ehitada suuri elektritootmisvõimsusi madala ühikuhinnaga. Eesmärk oli saavutada $1000USD/kW$ 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.

4.3.2 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 $14400$ 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 $7,6x\times {10}^{-4}$ korda reaktor-aastas. Nendest viie puhul oli tegemist piisavalt väikese kahjustusega, et reaktor parandati ja taaskäivitati. 2019. aasta lõpu seisuga on töökogemust juba $18329$ 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 $10000$ 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.

4.3.3 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.

Naatriumjahutusega kiire reaktor

Naatriumjahutusega kiire reaktor on nn bassein-tüüpi reaktor, mida jahutatakse vedela naatriumiga (sulamistemperatuur $97,8{}^{\circ }C$). Vedel naatrium on väga hea soojusjuhtivuse ja -mahtuvusega aine, mistõttu on reaktori jahutamiseks vajalik naatriumi kogus oluliselt väiksem vee kogusest tüüpilises reaktoris. Tänu suurele termilisele inertsile on reaktor võimsuse kõikumiste suhtes vähetundlik ning tuuma jääksoojust on võimalik eemaldada vabatsirkulatsiooni abil suhteliselt pikka aega. Suurimad probleemid naatriumi kasutamise puhul tulenevad naatriumi omadusest vee ja õhuga energeetiliselt reageerida. Seetõttu peab naatriumreaktorite primaarahel olema õhukindel ning auru tootmiseks kasutatakse tihti vahekontuuri, milles voolab samuti naatrium, mis pole kokkupuutes reaktori tuuma ega võimalike radioaktiivsete osakestega. Tuumas köetava naatriumi temperatuur ulatub $500–550$ kraadini, mis võimaldab kasutada konventsionaalseid, juba kiiretes reaktorites testitud materjale. Kuna naatrium hakkab keema alles $880{}^{\circ }C$ juures, on reaktorianumas sisuliselt atmosfäärirõhk, mis lihtsustab suuresti ohutussüsteeme.

Naatriumjahutusega reaktor on kiirete neutronitega reaktor, mis tähendab, et selles reaktoris on võimalik kütust juurde toota (nn paljundamine) ja kõrge radioaktiivsusega jäätmeid samal ajal energia tootmiseks „ära põletatada”. Rahvusvahelise katseprogrammi GACID raames jõutigi järeldusele, et naatriumreaktoris on võimalik tõhusalt käidelda kõiki aktiniide raskeid elemente, nagu uraan, plutoonium, neptuunium, ameriitsium ja kuurium. Naatriumreaktori kütuseks sobivad nii oksiidid ($U{O}_2$, $UPu{O}_2$) kui ka metallilised kütused (eriti just suurema võimsusega reaktorite puhul). Tulevikus nähakse võimalusena ka karbiid- ja nitriidkütuseid.

Naatriumjahutusega reaktor on kõige enam katsetatud ja kasutatud neljanda põlvkonna reaktoritehnoloogia käidukogemusega ligikaudu $400$ reaktor-aastat viimase $50–60$ aasta jooksul ja seda kaheksas riigis üle maailma. Hoolimata naatriumi leketega seotud problemaatikast, on see reaktoritüüp siiani GIF-i silmis peamine IV põlvkonna reaktoritehnoloogia.

Venemaal Belojarski tuumajaamas töötavad BN-$600$ (alustas 1980) ja BN-$800$ (alustas 2014) reaktorid, mis toodavad ühtekokku ligikaudu $885MW$ elektrit. Planeeritav BN-$1200$ peaks vastama kõigile IV põlvkonna eesmärkidele. Hiina esimene kiirete neutronitega reaktor oli samuti naatriumjahutusega (CEFR). Selle 2012. aastal käivitatud, $65MW$ elektrilise võimsusega katsereaktori ehitusel kasutati suurel määral just Venemaa ekspertide kogemust. 2017 alustas Hiina $600M{W}_e$ prototüüpreaktori CFR-$600$ ehitamist ning järgmiseks on plaanis ehitada suure võimsusega kommertsreaktor CFR-$1000$. Jaapanis on töötanud kaks naatriumreaktorit: Joyo alustas tööd 1971 ning Monju käivitati 1995 ja samal aastal ka suleti naatriumilekke ja järgneva tulekahju tõttu. Prantsusmaa esimeseks kiirete neutronitega reaktoris oli Rapsodie (1967–1983) soojusliku võimsusega $40MW$ (elektrit ei tootnud). Sellele järgnes $233M{W}_e$ võimsusega prototüüpreaktor Phénix (1973–2010) ja $1242M{W}_e$ võimsusega Superphénix (1986–1997). USAs ehitati ja töötas eri võimsusega katse- ja prototüüpreaktoreid, nagu EBR-$1$, EBR-$2$, Fermi-$1$ ja SRE (Sodium Reactor Experiment). Väikesi naatriumreaktoreid nagu S1G ja S2G arendati ja kasutati ka allveelaevades, kuid tehniliste probleemide tõttu asendati need üsna pea surveveereaktoritega. Hiljuti, sügisel 2020, andis USA energiaministeerium rahastuse GE ja Terra Poweri ühisele arendusele Natrium. Tüüpilise tehnoloogiaarendamise loogika järgi ehitati ka Indias naatriumjahutusega katsereaktor FBTR (1985 kuni tänaseni) ning ehituse lõppstaadiumis on $500M{W}_e$ võimsusega prototüüpreaktor PFBR. Koreas arendatakse $600M{W}_e$ reaktorit KALIMER-$600$.

Pliijahutusega kiire reaktor (LFR)

Pliireaktor on plii- või plii-vismuti sulamiga jahutatav kiiretel neutronitel töötav reaktor. Kuna raske vedelmetall on väga hea soojuskandja ja ei reageeri energiliselt vee ega õhuga, on võimalik töötada kõrgetel temperatuuridel ja madalatel rõhkudel.

Reaktori ehitus sarnaneb naatriumjahutusega reaktoriga, s.t reaktori südamik asub jahutusvedelikku hoidvas bassein-tüüpi anumas, kuhu on asetatud ka aurugeneraatorid. Vedelmetall kuumeneb anuma allosa keskel asuvas tuumas, tõuseb üles ja liigub radiaalselt reaktori äärtes asuvatesse aurugeneratoritesse, kus annab soojuse teises kontuuris ringlevale veele. Seejärel langeb jahtunud plii mööda anuma ääri taas reaktori põhja, et tuumas taas soojeneda ja tõusta. Sõltuvalt disainist ja võimsusest võib süsteem töötada nii pumpadega kui ka ilma (vabakonvektsioon). Töötemperatuuriks on $400–500$ kraadi, kõrgematel temperatuuridel on metall struktuuridele liialt korrosiivne.

Vedelmetalli hea soojusjuhtivus ja -mahutavus tagab pliireaktoris turvalise ohutusmarginaali tuumakütuse ülekuumenemise mõttes. Keema hakkab plii alles $1749$ kraadi juures. Reaktori jääksoojust on isegi õnnetuse korral võimalik efektiivselt eemaldada pumpadeta ehk vabakonvektsiooniga.

Reaktori võimsus võib varieeruda mõnest $MW$-st väikeste nn patarei-tüüpi reaktorite puhul mõnesaja $MW$-ni keskmise suurusega modulaarsete jaamade puhul ja $1000+MW$-ni suurte elektrijaamate puhul. Mida väiksem võimsus, seda pikem võimalik kütusevälp. Näiteks $15–20$ aastat ilma kütust lisamata on reaalne. See on sobiv just väikestesse elektrivõrkudesse või lokaalseks energiaallikaks isoleeritud piirkondades.

Kiirete neutronite tõttu saab süsteem töötada suletud kütusetsüklis (nn paljundamine ja jäätmete „põletamine“). Kütuseks on arendatud mitmeid võimalusi – uraandioksiidi, MOX kütuseid, nitriidkütuseid ja ka metallilisi kütuseid. Viimaseid on palju uuritud naatriumireaktorite programmides. Kasutatakse vesireaktoritele sarnaseid kütusekoosteid, kus vardad on kaetud spetsiaalse kulumis- ja korrosioonikindla kattega.

Lisaks elektri tootmisele sobib pliireaktor nii nagu kõik vedelmetallreaktorid radioaktiivsete jäätmete käitlemiseks. Vesiniku tootmine ja vee magestamine on samuti võimalikud, kuid need protsessid on tõhusamad kõrgemate töötemperatuuride korral, mis vajab korrosioonikindlaid materjale.

LFR tehnoloogiat on uuritud ja arendatud kõige enam Venemaal ja Nõukogude Liidus. 1970-ndatel kasutati plii-vismutjahutusega reaktoreid Nõukogude Liidu Alfa-klassi allveelaevadel. Need reaktorid sobisid laevadele just oma väiksuse ja kaalu poolest, mis võimaldas laevadel nii kiiresti liikuda kui ka vaikses, müravabas režiimis olla. Praegu arendatakse Venemaal allveelaevadelt saadud kogemuse pinnal tsiviilotstarbeks plii-vismutjahutusega väikereaktorit SVBR-$100$. Spetsiaalselt tööstuslikuks elektritootmiseks arendatakse kaht suuremat IV põlvkonna reaktorit BREST-$300$ ja BREST-$1200$.

Euroopas kuuluvad pliitehnoloogia valda ELFR, ALFRED, MYRRHA. USA-s pole raskemetalljahutusega reaktoritele ajalooliselt palju rõhku pandud, kuid Westinghouse siiski arendab üht pliijahutusega VMRi. Rootsis on projekteeritud pliijahutusega õppereaktor ELECTRA ning väikereaktor SEALER. Seda tehnoloogiat uuritakse veel Hiinas, Koreas ja Jaapanis.

Ülikõrgtemperatuurne reaktor (VHTR)

Ülikõrgtemperatuurne reaktor on gaasjahutusega reaktorite edasiarendus, mis töötab veel kõrgematel temperatuuridel. Reaktoritehnoloogia mõistes leidub kaht eri lahendust: veeriskihtreaktorid ja plokk-tüüpi reaktorid. Esimesel juhul on tuumakütus kerakujulistes veeristes, mis on kuhjatuna silindrilises reaktorianumas (nagu lotomasin). Plokk-tüüpi reaktori tuumasüdamiku ehituseks on üksteise peale laotud grafiitplokid, mida läbivad kanalid tuumkütuse jaoks. Sõltumata reaktori ehitusest kasutatakse jahutusfluidumina mõlemal juhul heeliumgaasi ning kütuseks TRISO (tri-strukturaalne isotroopiline) kütuseosakesi.

Just kõrge temperatuuritaluvusega kolmekihiline keraamiline TRISO kütus on ohutute ja suure efektiivsusega ülikõrgtemperatuursete reaktorite arendamise eelduseks. Peale selle on TRISO kütus mehaaniliselt väga tugev, neutronitele vastupidav ning hoiab tõhusalt kinni tekkinud laguprodukte. Heelium pumbatakse läbi südamikupiirkonna, misjärel gaasi temperatuur tõuseb $1000$ ja enama kraadini. Ülikuum gaas suunatakse seejärel kas otse turbiini või soojusvahetisse. Heeliumi kui inertgaasi eeliseks on see, et ta ei reageeri struktuurimaterjalidega ega muutu neutronitega pommitamise tagajärjel radioaktiivseks (nagu mingil määral muude jahutusvedelike või gaasidega juhtuda võib).

TRISO tuumaosakeste südamikus kasutatakse tuumkütuseks tüüpiliselt madalrikastatud uraani oksiidi, karbiidi või oksükarbiidi. Kütusevaliku tõttu kasutatakse reaktoris neutronite aeglustajana grafiiti.

Gaasjahutusega reaktoreid hakati arendama USA-s Oak Ridge’i riiklikus uurimisinstituudis 1947. aastal. Esimene gaasjahutusega reaktor töötas ja tootis elektrit Peach Bottomis aastatel 1966–1974. Plokk-tüüpi reaktorite näidete hulka kuuluvad veel HTTR Jaapanis ja Põhja-Ameerika ettevõtte USNC arendatav mikromodulaarne reaktor MMR. Veeriskihtreaktoritest töötas näiteks Saksamaal $15M{W}_e$ võimsusega AVR ja $300M{W}_e$ THTR-$300$. Hiinas käivitati 2003. aastal $10M{W}_e$ prototüüpreaktor HTR-$10$ ning 2012. alustati esimese IV põlvkonna reaktoritel põhineva jaama ehitamist, kus kasutatakse kaht $100M{W}_e$ võimsusega HTR-PM100 reaktorit, mis on ühendatud samasse turbiini, andes jaama koguvõimsuseks $200M{W}_e$. USA-s sai 2020. sügisel energiaministeeriumi suure toetuse ettevõtte X-Energy $100M{W}_e$ moodulreaktor nimega X-$100$. Suurbritannias, kus on suur kogemus just varasema põlve gaasjahutusega reaktoritega, töötas kõrgtemperatuurne gaasireaktor nimega Dragon, kus katsetati paljusid tehnoloogilisi lahendusi.

Nagu enamikul tuumareaktoritel, on ka VHTR-i peamine kasutusala elektri tootmine. Kõrge töötemperatuuri ($1000{}^{\circ }C$ ja enam) korral on võimalik saavutada kasutegurit üle 50%. Vanemad gaasjahutusega reaktorid saavutasid $850{}^{\circ }C$ juures kasuteguriks $47\%$. Pealegi võimaldab VHTR toota vesinikku ainult veest ja soojusest termokeemilise jood-väävel (I-S) protsessi abil või veest, soojusest ja maagaasist, kasutades auru reformimise tehnoloogiat temperatuuridel $1000+{}^{\circ }C$. Samuti on võimalik kasutada reaktori jääksoojust koostootmisrežiimis kaugkütteks või muudes tööstuslikes protsessides (nt vedelkütuste rafineerimine, terase- ja alumiiniumitööstus).

Ülekriitilise veega jahutatav reaktor (SCWR)

Ülekriitilise vee reaktor on vesireaktorite edasiarendatud tehnoloogia, milles jahutusvesi on ülekriitilistel tingimustel ehk väga kõrge surve ja temperatuuriga (vee kriitiline punkt asub rõhul $22,1MPa$ ja temperatuuril $374{}^{\circ }C$).

Kriitiline punkt on füüsikalises keemias, termodünaamikas ja tahkiseteoorias aine olekuga seotud mõiste, mis määrab ainele iseloomulikud temperatuuri ja rõhu väärtused, mille juures lakkab olemast faaside erinevus. Kriitilisest punktist kõrgemal algab ülekriitiline piirkond, kus vedelik ja selle aur on eraldamatud ning on kadunud erinevus vedela ja gaasilise oleku vahel.

Sisuliselt on tegu ühekontuurilise keevaveereaktoriga, kus reaktoris toodetud veeaur suunatakse otse turbiini. Kuna aga vesi on alati ühes ja samas olekus (s.o ülekriitilises), sarnaneb soojusülekanne surveveereaktoriga. Ühekontuuriline lahendus ja kõrgem temperatuur võimaldavad lihtsustatud jaama ehitust ja kõrgemat termilist kasutegurit. Näiteks ei vaja SCWR spetsiaalseid auru töötlemise süsteeme, reaktorisiseseid pumpasid (nagu keevaveereaktorites) ega soojusvaheteid (nagu surveveereaktorites). Samal ajal on kõrgest rõhust ja temperatuurist tingituna reaktoris kasutatavatele materjalidele kõrgemad tehnilised nõuded.

Konservatiivsetest ohutuslimiitidest tulenevalt töötavad tänapäevased vesijahutusega tuumaelektrijaamad temperatuuridel, mis ei võimalda kasutegurit üle $30–33\%$. Ülekriitiline vesi aga, mida kasutatakse ka paljudes fossiilsetel kütustel (nt süsi, põlevkivi) töötavates elektrijaamades üle maailma, võimaldab termilist kasutegurit kuni $48\%$.

Passiivsed ohutussüsteemid sarnanevad kolmanda põlvkonna keevaveereaktorite omadega. Kasutatakse nii vabakonvektsiooni, gravitatsiooni kui ka ise avanevaid ülerõhuklappe. Survetorustik-reaktorite puhul on kasutusel passiivsed surveanuma ja ka aeglusti (grafiidiplokk) jahutussüsteemid, mis hoiavad ilma välise abita kütuse temperatuuri õnnetuse korral ohutus vahemikus. Surveanum-tüüpi reaktorites on tuuma kahjustumise tõenäosus (üks olulisemaid reaktori ohutuse näitajaid) samas suurusjärgus tavaliste vesireaktoritega, survetorustik-tüüpi süsteemide puhul isegi suurusjärgu võrra väiksem. 

Sõltuvalt reaktori ehitusest ja kasutusvaldkonnast on kütusena võimalik kasutada nii rikastatud uraani, tooriumi kui ka uraani-plutooniumi seguoksiidi kütuseid. Kütusekooste ehitus sarnaneb tänaste vesijahutusega reaktoritega. Kuna vesi on hea neutronite aeglusti, aga samas tema tihedus ülekriitilises olekus on madal, on neutronspekter poolkiire/-aeglane. Seetõttu on võimalik projekteerida nii avatud (aeglased neutronid) kui ka suletud kütusetsükliga (kiired neutronid) reaktorisüsteeme.

Tänu kõrgele termilisele kasutegurile on SCWR põhiliseks ülesandeks majanduslikult tõhus ja ohutu elektri tootmine. Suurem efektiivsus võimaldab sama elektrihulga jaoks kasutada vähem kütust ja toota vähem jäätmeid. Kokkuvõttes on selliseid jaamasid energiavajaduse katmiseks tarvis ehitada vähem kui ebatõhusamaid alternatiive. Lisaks on võimalik toota vesinikku (termoelektrolüüsi või vask-kloriidprotsessi abil) ja kasutada soojust tööstuslikes protsessides, kaugküttes ja merevee magestamiseks.

Ülekriitilise vee tehnoloogiaid uuritakse enam kui kümnes riigis. Jaapanis on uuritud nii aeglaste kui ka kiirete neutronitega reaktoreid, nagu Super LWR (aeglane) ja Super Fast LWR (kiire). Euroopas arendatakse $100M{W}_e$ võimsusega HPLWR-i (High Performance Light Water Reactor). Venemaal on arendamisel VVER-$1700/393$ (VVER-SCWR või VVER-SKD) ja neljanda põlvkonna väiksem integraalse ehitusega reaktor B-$500$ SKDI. Lõuna-Koreas on välja töötatud $1400M{W}_e$ SCWR-SM reaktor. Kanadas uuritakse eelkõige survetorustik-tüüpi reaktoreid, nagu raskeveereaktor CANDU edasiarendus CANDU-SCWR, mis näeb ette mitmeid eespool mainitud rakendusi lisaks elektri tootmisele.

Gaasjahutusega kiire reaktor (GFR)

Neljanda põlvkonna kiirete neutronitega töötav gaasjahutusega tuumareaktor on ülikõrgtemperatuurse reaktori arendus jätkusuutlikuma, suletud kütusetsükli suunas. Jahutusgaasina kasutatakse heeliumi ($He$) või süsihappegaasi ($C{O}_2$), mille temperatuur ulatub $850+$ kraadini. Kõrge termilise kasuteguriga elektri tootmiseks on võimalik rakendada Braytoni tsüklil toimivat gaasiturbiini.

Kuna reaktor suudab opereerida väga kõrgetel temperatuuridel, kuuluvad sobilike kütusetehnoloogiate hulka vastupidavad ja laguprodukte tõhusalt kinni pidavad keraamilised kütused, nagu kerakujulised pelletid ehk veerised või spetsiaalsed keraamilise kattega vardad. Tüüpiliseks lahenduseks on kasutada varem kirjeldatud TRISO kütuseosakesi. Kütuseks on ette nähtud nii uraandioksiidi kui ka uraani-plutooniumi seguoksiide. Kiirete neutronite kasutamine võimaldab kütuse paljundamist reaktori töö käigus. Selle jaoks on eriti sobiv oksiidkütuste asemel kasutada suurema tuumkütuse sisaldusega nitriid- ja karbiidkütuseid. Viimased on parema soojusjuhtivusega, mistõttu püsib kütuse sisetemperatuur madalamal. See on eriti oluline gaasireaktorite puhul, mis töötavad kõrgematel temperatuuridel ja mis on madalama termilise inertsiga.

Nagu kõrgtemperatuursete süsteemide puhul ikka, on nad tõhusad elektri tootmiseks, kuid võimaldavad muidki rakendusi, nagu vesiniku termokeemiline tootmine, tööstusaur, kaugküte jne. Ning nii nagu kiirete neutronitega reaktorites, saab ka siin aktiniide ümber töödelda.

Palju on uuritud gaasjahutusega aeglaste neutronitega reaktoreid, kuid ühtegi kiirete neutronitega seadet tänaseks käivitatud ei ole. Nii kõrge temperatuur, kuid ka eriti suur väga kõrge energiaga neutronite voog esitavad struktuurimaterjalide suhtes suured nõudmised (gaas jahutina ei kaitse struktuure nii hästi kui näiteks naatrium või eriti plii). Euroopas uuritakse ja arendatakse Euratomi egiidi all $30–75MW$ termilise võimsusega demoreaktorit nimega ALLEGRO.

Sulasoolareaktor (MSR)

Reaktori kirjeldus ja parameetrid

Sulasoolareaktor erineb kõigist teistest eelkõige selles suhtes, et tuumkütus on lahustatud jahutusvedeliku sisse. Sulasoolana kasutatakse kas naatrium-, tsirkoonium-, liitium- või berülliumfloriidi või -kloriidi. Sulasoolade madala aururõhu tõttu tsirkuleerib kütuse ja jahutusvedeliku segu reaktoris atmosfäärirõhul, vältides surveid reaktorianumale ja teistele struktuuridele. Reaktori ohutus on tagatud passivsete süsteemidega, nagu vabakonvektsioon ja kütuse-jahutusvedeliku automaatne äravool varuanumatesse. Vedelkütuse kasutamine võimaldab kütust lisada ja jääkainetest puhastada reaktori töötamise käigus. Soojusvahetid paigutatakse kas otse reaktorianumasse või juhitakse kuum kütuse-sulasooljahutisegu torude abil läbi soojusvahetite.

Arendamise on ka sulasoolareaktor, kus vedel kütusesool on jahutusvedeliku soolast eraldatud varrastes (Moltex Energy tehnoloogia).

Elektri tootmiseks on kavandatud nii veeauru kui ka gaasiturbiiniga lahendusi. Reaktorite võimsused algavad $10–300MW$ VMR-idega, lõpetades üle $1000MW$ suurte elektrijaamadega.

MSR-reaktorites on väga hea neutronite ökonoomika (väike neutronite kadu), mis avab võimalusi tõhusaks kasutatud kütuste ja radioaktiivsete jäätmete taaskasutamiseks energia tootmises. MSR-id võivad töötada aeglaste, poolaeglaste/-kiirete ja ka kiirete neutronitega nii avatud kui ka suletud kütusetsüklis. Aeglustatud versioonides kasutatakse tüüpiliselt grafiiti. Kütusena saab kasutada nii uraani, tooriumi kui ka ümbertöödeldud aktiniidide (nt plutooniumi) baasil kütuseid. Kütuste valmistamine on tunduvalt lihtsam kui tahkete kütustega reaktorite puhul – piisab vaid kütuse ja jahutusvedeliku koostisosade doseerimisest ja kokkusegamisest.

Kõrge töötemperatuur võimaldab toota nii vesinikku kui ka magevett ning kasutada soojust muudes tööstuslikes protsessides.

1940.–50. aastatel hakati uurima sulasoolareaktorite kasutamist lennunduses. Aastal 1954 demonstreeris ARE (Aircraft Reactor Experiment) protsessi võimalikkust $850{}^{\circ }C$ juures. Selle järgnes mitmeaastane katseprogramm MSRE (Molten Salt Reactor Experiment) reaktoriga, mille soojuslik võimsus oli $8MW$. Testiti erinevaid kütuse- ja jahustussoolasulameid ning töötati välja $1000MW$ elektrilise võimsusega sulasoolareaktori prototüüp.

21. sajandi arenenumad sulasoolareaktorite kommertstehnoloogiad pärinevad eelkõige USAst (Terrestrial Energy IMSR) ja Suurbritanniast/Kanadast (Moltex Energy SSR). Uurimisprojektid käivad ka arenenud tuumariikides Hiinas, Indias, Prantsusmaal ning ka Taanis.

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.

4.4.1 Surveveereaktorid

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 $400{}^{\circ }C$.

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 $17MPa$. 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 $140–220mm$, otsakute piirkonnas kuni kaks korda paksem. Korpus valmistatakse kuumuskindlast süsinikterasest ja kaetakse seestpoolt (karratakse) $10–20mm$ 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 $\sim 2mm$ 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.

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 $10m$ 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.

Aurugeneraator

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

$7–8MPa$. 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 $16000$ soojusvahetuspinda – $20mm$ 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 $220–230{}^{\circ }C$ 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 $1117M{W}_e$ 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 $1300m^3$ veemahuti.

EPR (European pressurized water reactor)

Euroopa surveveereaktor EPR on PWR-reaktori III põlvkonna $1600M{W}_e$ 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 $65GW\ddot{\text{o}}\ddot{\text{o}}\text{p/t}$. 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 $2,6m$ 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.

4.4.2 Keevaveereaktorid (BWR)

Esimesed keevaveereaktorid ehitati Ameerika Ühendriikides allveelaevade jõuallikatena. Esimene sellise reaktoriga ($5M{W}_e$ 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 $7,5MPa$). Küllastunud auru rõhu tõstmisel üle $75$ baari paraneb küll mõnevõrra kasutegur, kuid vähenevad kriitilised soojuskoormused ja suureneb kontuuri maksumus. Sellisel rõhul keeb vesi $\sim 285{}^{\circ }C$ juures ja 12–$15\%$ kogu reaktorisüdamiku veest on seal auru kujul. Vesi suubub südamikku ainult $10–15{}^{\circ }C$ 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 $50–60M{W}_e$.

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 ($B_{4}C$).

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 ${}^{235}U$ 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.

Keevaveereaktorite näited

Täiustatud keevaveereaktor ABWR

Täiustatud keevaveereaktor ABWR (advanced boiling water reactor) on III põlvkonna reaktor võimsusega $1300–1600M{W}_e$. 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 $1550M{W}_e$ 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.

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 $5M{W}_e$ 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 $250\times 250mm$ ristlõikega grafiitplokkide silindrilistes avades. Grafiitplokid ise on hermeetilises teraskestas, mis on täidetud väikese ülerõhu all oleva lämmastiku ja heeliumi seguga. $11,8m$ läbimõõduga ja $7m$ kõrges südamikus on $1693$ tehnokanalit ja $179$ kontrollvardakanalit. Südamikku ümbritseb $\sim 1m$ paksune grafiitpeegeldi. $88\times 4mm$ läbimõõduga tehnokanalid toetuvad plaadile, mis omakorda toetub bioloogilise kaitse külgmisele rõngakujulise ristlõikega veepaagile. Igas kanalis on $13,6mm$ läbimõõduga $18$ kütusevarrast. Kütusevardad on kanalitesse riputatud kahe üksteise peal oleva $3,5$ meetri pikkuse koostuna. Ühes kanalis on umbes $0,13$ tonni $U{O}_2$-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 $13,6mm$ on poolteist korda suurem kui surveveereaktoris. Kütusevarda keskel on temperatuur kuni $1800{}^{\circ }C$ ja seetõttu oli võimalik viimases sellist tüüpi reaktoritega ehitatud Ignalina tuumajaamas suurendada nende võimsust kuni $1350M{W}_e$.

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 $\sim 700{}^{\circ }C$, kanalites on keev vesi temperatuuril $280{}^{\circ }C$.

Kontrollvardad on jaotatud rühmadesse: $\sim 80$ käsireguleerimisvarrast, $\sim 20$ avariikaitsevarrast, $36$ kompensatsioonivarrast, $\sim 12$ automaatreguleerimisvarrast, $\sim 20$ varrast aksiaalse neutronivoo ühtlustamiseks. $70mm$ 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 $25–30cm$ 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 $\left(S_{a1}{V}_g\right)/\left(S_{a0}{V}_k\right)$, 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.

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 $7MPa$ 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 $14EBq$ radioaktiivset ainet, millest poole moodustasid kiirelt hajuvad ja väheohtlikud väärisgaasid ($1EBq={10}^{18}Bq$). 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.

4.4.3 Raskeveereaktorid (CANDU)

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 $22M{W}_e$ võimsusega. Teine reaktor 1968. aastal oli juba $200M{W}_e$ võimsusega. Edasi valmisid 1971. aastal juba $571M{W}_e$ 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 ${}^{235}U$ 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 $19,2kg$ uraani, saab selle reaktoris viibimise aja jooksul $1GWh$ 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.

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, $U{O}_2$_, 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.

4.4.4 Gaasjahutusega reaktorid

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 $290M{W}_S$ reaktori metallkorpuse läbimõõt oli $20m$ ja terasseina paksus $110–114mm$. 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 $U{O}_2$. 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 $15$.

4.4.5 Kõrgtemperatuursed reaktorid

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

4.4.6 Kiiretel neutronitel töötavad reaktorid

Esimene kiiretel neutronitel töötav elektrit tootev reaktor oli Ameerika Ühendriikides 1951. aastal käivitatud $200kW$ võimsusega katsebriiderreaktor (EBR $1$). Kütuseks oli suure rikastusega ${}^{235}U$. Südamik koosnes $215$-st heksagonaalse võrena paiknevast $1,25cm$ 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 $1240M{W}_e$, mis töötas 1985–1998 ja lõpuks suleti poliitilistel põhjustel; Phénix $250M{W}_e$ 1973–2009; Venemaal Belojarskis BN-$600$ ($560M{W}_e$) 1980. aastast kuni praeguseni; Kasahstanis BN-$350$ ($135M{W}_e$) 1971–1999.

Kütusena kasutatakse $\sim 20\%$ rikastusega $U{O}_2$. 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 ${}^{233}U$ ja ${}^{238}U$-st ${}^{239}Pu$ 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.