SISÄLLYSLUETTELO

RADIOAKTIIVISET JÄTTEET

Esko Ruokola, Esko Eloranta,Kaisa-Leena Hutri, Jaakko Tikkinen

7

7.1 Perustietoja radioaktiivisista jätteistä ................................. 270

7.2 Keski- ja matala-aktiiviset jätteet .......................................... 277

7.3 Käytetty ydinpolttoaine ja korkea-aktiiviset jätteet .......... 285

7.4 Geologinen loppusijoitus ...................................................... 294

7.5 Radioaktiivisten aineiden kuljetukset .................................. 311

270

7.1 Perustietoja radioaktiivisista jätteistä

Syntytavat ja erityispiirteet

Radioaktiivisella jätteellä tarkoitetaan radioaktiivisia aineita sisältä-vää materiaalia, esinettä tai rakennetta, jolle ei ole suoranaista käyt-töä. Ydinenergian käytössä ja ydinasetuotannossa syntyy suuria määriäradioaktiivisia jätteitä, joita kutsutaan alkuperänsä mukaan myös ydin-jätteiksi. Muita radioaktiivisia jätteitä kertyy kaivannaistoiminnassa,teollisuudessa, terveydenhuollossa ja tutkimuksessa. Radioaktiivisillejätteille on tyypillistä, ettei niitä voida hävittää, vaan ne täytyy eristääluotettavasti elinympäristöstä. Jätteiden aktiivisuus kuitenkin väheneeitsestään radioaktiivisen hajoamisen kautta ja jätteiden eristämiselleasetettavat vaatimukset riippuvat aktiivisuustason lisäksi niissä vallit-sevien radionuklidien puoliintumisajoista.

Alkuperänsä puolesta radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvät radionuklidit voi-daan jakaa seuraaviin luokkiin:

• Aktivoitumistuotteet; tällöin atomiydin kaappaa hiukkasen, tavallisim-min neutronin, ja muuttuu keinotekoiseksi radionuklidiksi. Aktivoitu-mistuotteita sisältävä radioaktiivinen jäte voi olla alun perin teolli-seen, lääkinnälliseen tai tutkimustarkoitukseen valmistettu, käytöstäpoistettu säteilylähde. Se voi myös olla materiaali, joka on ollut lähellävoimakasta neutronilähdettä, kuten ydinreaktorin sydäntä. Uraanipolt-toaineen aktivoitumistuotteita kutsutaan transuraaneiksi.

• Fissiotuotteet; tällöin raskas atomiydin hajoaa kahdeksi keskiraskaak-si ytimeksi, jotka ovat useimmiten radioaktiivisia. Fissiotuotteita syn-tyy ydinketjureaktiossa, esimerkiksi ydinreaktorissa tai ydinpomminräjähtäessä.

• Luonnon radioaktiiviset aineet; tällöin maankamarasta peräisin oleviaradioaktiivisia aineita joutuu jätevirtoihin merkittävinä pitoisuuksinaesimerkiksi uraanikaivostoiminnasta tai eräissä tapauksissa myös kon-ventionaalisessa kaivannaistoiminnassa ja raaka-aineiden jalostukses-sa. Näihin jätteisiin sisältyy etupäässä uraanin ja toriumin hajoamis-sarjoihin kuuluvia radionuklideja.

Taulukossa 7.1 esitetään tärkeimpiä aktivoitumistuotteita, fissiotuottei-ta ja luonnon radioaktiivisia aineita. Siitä ilmenevät myös näiden ainei-

271

YDINTURVALLISUUS

�������������� ������������������������������������������������ !"��� ���������#����$����$����$���������� ���%���������&����&��������'��('����)�������������! ���! ����

��*���

��

��

���

��

��*���

��

��*���

���*���

+

���

�*���

��

��*���

���

+

��

+

���

���

��

��*���

��

���

��*���

��

��

�

�

�

��

��

�

�

�

�

�

�

�,%+��

�,(%+�

�,�%+�

,�%+�

�,�%+�

�,�%+��

�,�%+(

�,�%+��

�,�%+�

�,�%+�

�,%+�

�,�%+(

�,�%+(

�,�%+(

,%+(

(,�%+��

�,�%+(

�,(%+(

�,�%+�

�,%+(

�,�%+(

�,�%+��

�,�%+(

�,�%+(

�,�%+�

�,�%+(

�,�%+

�,%+�

�,�%+�

�,�%+�

(,�%+

(,�%+

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,(%+��

�,(%+��

�,�%+�

�,�%+��

�,�%+��

�,�%+��

�,�%+�

,�%+��

�,�%+��

�,�%+�

�,�%+(

�,�%+�

�,�%+�

,�%+��

�,�%+�

�,�%+��

�,(%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+(

�,�%+�

�,�%+(

�,�%+�

�,(%+��

�,�%+�

�,(%+�

,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+(

�,(%+(

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�,�%+�

�

�

�,�

�

�,(

�

�,�

�

�

�

�

�

�,

�

�,�

�

�,�

�,

�,�

�

�,

�

�,

�,��

�

�,�

�

�,�

�

�,��

�,��

�

�,��

�

�

�,��

�,�

�,��

��

�*���

�,

���*���

�,(�

�,�

�,�

��*���

�

�*���*���

��

�*���*���

��*���

���*���

�,�

*���*���

�,(

���*���

�,(

��*���*���

�,�

�*���*���

��

�,�(

��

��

�*��

�*���

�,�%��

��*��

�,�%(

�,�%�

�*���*���

��*���

*���

���

�*�(�

(*���

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

,

!,�

-,!

!

!

!

!

!

!

!

�

�

!,�

!

�

�

�

!,�

�

�

�

�

�

�

�

�

!

-

�

-

-,�

-,�

-

�

�

�

�

�

�

������� ���������

���� ����

���� ����

�����

������

�� ���������

��� �� ���

TTTTTAULUKKO 7.1 Radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvien nuklidien ominaisuuksiaAULUKKO 7.1 Radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvien nuklidien ominaisuuksiaAULUKKO 7.1 Radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvien nuklidien ominaisuuksiaAULUKKO 7.1 Radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvien nuklidien ominaisuuksiaAULUKKO 7.1 Radioaktiivisiin jätteisiin sisältyvien nuklidien ominaisuuksia

Syntytapa (A = aktivoitumistuote, F = fissiotuote, T = transuraani tai sen hajoamistuote, L =luonnon radionuklidi), säteilylaji (α -, β-, ja γ-säteily ja elektronikaappaus ε), puoliintumisaika(T1/2), keskimääräinen gammaenergia hajoamista kohden (Eγ ), annosmuunnoskerroin ra-vinnon kautta (Ding), annosmuunnoskerroin hengityksen kautta (Dinh) ja exemption-vapaaraja(Lex ). Nukliditunnuksen perässä on +, jos myös lyhytikäiset tytäraineet on otettu huomioon.

272

den puoliintumisajat. Nähdään, että ”jätenuklidien” puoliintumisajatvaihtelevat hyvin laajalla alueella: kuukausista miljooniin vuosiin.Useimmiten radioaktiiviseen jätteeseen sisältyy useita eri puoliintu-misajan omaavia nuklideja, jolloin jäte-erän aktiivisuuden vähenemi-nen ei ole eksponentiaalista. Siinä tapauksessa jätteelle ei voida mää-rittää puoliintumisaikaa vaan sen elinikää on luonnehdittava muullatavoin.

Radionuklidin tärkeitä radiologisia ominaisuuksia ovat säteilylaji ja ha-joamisenergia. Kevyet ja keskiraskaat radioaktiiviset aineet lähettävätyleensä beeta- ja gammasäteilyä. Raskaat nuklidit sisältyvät hajoamis-sarjoihin, joiden nuklidit lähettävät alfa- tai beetasäteilyä, ja joihin yhdis-tyy röntgensäteilyä tai heikkoa gammasäteilyä. Taulukossa 7.1 on esitet-ty nuklidien lähettämä keskimääräinen gamma-energia hajoamista kohti,mikä on ratkaiseva parametri ajatellen nuklidin kykyä aiheuttaa ulkoistasäteilyaltistusta.

Radioaktiivisen aineen kyky aiheuttaa ihmiselle sisäistä säteilyaltistus-ta ilmaistaan yleensä annosmuunnoskertoimilla (taulukko 7.1), jotkaon johdettu sekä hengityksen että ravinnon kautta aiheutuvalle altistuk-selle. Ne on määritetty yksiköissä säteilyannos (Sv) per ravinnon taihengityksen kautta saatu aktiivisuus (Bq) ja riippuvat kyseisen aineenradiologisista ominaisuuksista sekä sen kulkeutumisesta ja viipymä-ajasta kehossa.

Edellä mainittujen seikkojen lisäksi on otettava huomioon radioaktiivis-ten jätteiden muut vaarallisuusominaisuudet, joita ovat:

• Olomuoto; kaasumaiset aineet vapautuvat helposti ja voivat aiheuttaasäteilyaltistusta hengityksen kautta, kun taas nestemäiset aineet voi-vat vuotaa säiliöistään ja kulkeutua esimerkiksi vesistöihin.

• Palavuus ja höyrystyvyys; tulipalon kautta alun perin kiinteä tai neste-mäinen radioaktiivinen aine voi muuttua kaasumaiseksi tai aerosoliksi.

• Fissiilisyys; riittävän suuri keskittymä fissiilejä aineita voi aiheuttaahallitsemattoman ydinketjureaktion, jonka säteilyseuraamukset voivatolla vakavat.

• Liikkuvuus; aine, jonka liukoisuus on suuri ja pidättyminen kiinteidenaineiden pinnoille vähäistä, kulkeutuu helposti esimerkiksi pohjave-den mukana.

273

YDINTURVALLISUUS

• Rikastuvuus ravintoketjuissa; biologiset prosessit voivat olennaisestilisätä radioaktiivisten aineiden pitoisuuksia.

• Kemiallinen myrkyllisyys; joidenkin jätelajien kemialliset ominaisuu-det ovat sellaiset, että ne luokitellaan ongelmajätteiksi.

Luokittelu

Radioaktiivisten jätteiden merkittävin pääluokka on ydinjätteet. Niil-lä tarkoitetaan radioaktiivisia jätteitä, jotka ovat peräisin ydinlaitok-sista, joko energiantuotantoon tai ydinasetuotantoon tarkoitetuista.Maassamme on kolme ydinlaitosta: kaksi ydinvoimalaitosta ja Ota-niemessä sijaitseva tutkimusreaktori. Ydinjätteisiin sovelletaan ydin-energialainsäädäntöä.

Muita radioaktiivisia jätteitä syntyy teollisuuslaitoksissa, sairaaloissa jatutkimuslaitoksissa, joissa käytetään säteilylähteitä. Näiden jätteiden mää-rät ja aktiivisuudet ovat vähäisiä ydinjätteisiin verrattuna ja niihin sovel-letaan säteilylainsäädäntöä.

Koska käytännöllisesti katsoen kaikki materiaalit sisältävät radioaktiivi-sia aineita, on tärkeätä määritellä kvantitatiivisesti, mikä on radioaktii-vista jätettä ja mitä voidaan pitää tavanomaisena jätteenä. Lähtökohtanaon tällöin, voiko jätteestä aiheutua säteilyannoksia, jotka ylittävät merki-tyksettömänä pidettävän tason. Tämä taso on määritelty siten, että yksit-täisestä säteilylähteitä käyttävästä toiminnasta (praktiikasta) syntyvistäjätteistä aiheutuva

• väestön yksilöiden vuotuinen efektiivinen säteilyannos on enintään suu-ruusluokkaa 10 mSv ja

• kollektiivinen annossitouma on enintään 1 manSv vuotta kohti tai toi-minta on säteilyaltistuksen suhteen optimoitu.

Edellä esitetyistä säteilyturvallisuuskriteereistä on tarkoituksenmukaistajohtaa aktiivisuuteen perustuvat raja-arvot sen toteamiseksi, onko ainettapidettävä radioaktiivisena. Tällaiset raja-arvot on määritelty tilanteille,joissa harkitaan, onko aine radioaktiivisuutensa vuoksi sisällytettävä sä-teilyvalvontajärjestelyjen piiriin. Tällöin sovelletaan taulukon 7.1 mukai-sia vapaarajoja (exemption levels). Esimerkiksi savuhälyttimien, jotkasisältävät enintään 40 kBq 241Am -säteilylähteen, käyttö on vapautettu

274

luvanvaraisuudesta. Vuodesta 2004 lähtien myös säteilylähteitä sisältä-vät savuhälyttimet pitää käsitellä radioaktiivisena jätteenä.

Vastaavanlainen tilanne on, kun jäteaine on alun perin säteilyvalvontajär-jestelyjen piirissä, esimerkiksi ydinvoimalaitoksen valvonta-alueella, mut-ta vähäisen radioaktiivisuuden vuoksi harkitaan sen valvonnasta vapaut-tamista (niin sanottu clearance-menettely). Tällaisia tilanteita koskevistakansainvälisistä aktiivisuuteen perustuvista raja-arvoista ei ole vielä pääs-ty sopimukseen. Eri maissa sovelletaan raja-arvoja, jotka ovat yleensäselvästi pienemmät kuin edellä tarkoitetut exemption-vapaarajat. Suomes-sa nämä raja-arvot on annettu STUKin ohjeissa.

Tietyissä tilanteissa sovelletaan huomattavasti edellä esitettyä korkeam-pia vapaarajoja tai valvonnasta vapauttamisen raja-arvoja sillä perus-teella, että jäteaineen saattaminen säteilyvalvonnan piiriin tai pitäminensiellä olisi kohtuuttoman hankalaa aiheutuvaan säteilyhaittaan nähden.Silloin on yleensä kyseessä pelkästään luonnon radionuklideja sisältäväjäteaine tai jäte on peräisin aiemmista toiminnoista, joihin on sovellettunykyistä väljempiä säteilyturvallisuuskriteereitä.

Käsittelyä ja varastointia ajatellen radioaktiiviset jätteet on tarkoituksen-mukaista jakaa aktiivisuustason mukaan seuraaviin luokkiin (STUKin ohjeYVL 8.3):

• Korkea-aktiiviset jätteet edellyttävät hyvin tehokkaita säteilysuojelu-järjestelyjä ja yleensä myös jäähdytystä. Tällöin jätteiden aktiivisuus-pitoisuus on yli 10 GBq/kg. Maassamme ydinreaktoreiden käytettypolttoaine luokitellaan korkea-aktiiviseksi jätteeksi.

• Keskiaktiivisten jätteiden käsittely edellyttää tehokkaita säteilysuoje-lujärjestelyjä, ja niiden aktiivisuuspitoisuus on yli 1 MBq/kg mutta eiyli 10 GBq/kg. Esimerkiksi ydinvoimalaitoksen primaaripiirin puhdis-tukseen käytetty ioninvaihtohartsi on keskiaktiivista jätettä.

• Matala-aktiivisia jätteitä voidaan käsitellä ilman erityisiä säteilysuo-jelujärjestelyjä, ja niiden aktiivisuuspitoisuus on alle 1 MBq/kg. Esi-merkiksi ydinvoimalaitosten huoltoseisokkien aikana kertyvä sekalai-nen kiinteä jäte (niin sanottu huoltojäte) on pääosin matala-aktiivista.

Loppusijoitusta ajatellen radioaktiiviset jätteet luokitellaan usein lyhyt-ja pitkäikäisiin. Lyhytikäisissä jätteissä on vallitsevien radioaktiivistenaineiden puoliintumisaika enintään noin 30 vuotta (esimerkiksi stronti-

275

YDINTURVALLISUUS

um-90 ja cesium-137 lukeutuvat näihin). Niiden aktiivisuus ehtii vähen-tyä vaarattomalle tasolle muutaman sadan vuoden kuluessa. Ydinvoima-laitosten käytössä syntyvät keski- ja matala-aktiiviset jätteet ovat yleen-sä lyhytikäisiä. Pitkäikäisissä jätteissä, kuten käytetyssä ydinpolttoai-neessa, on puolestaan huomattavia pitoisuuksia radioaktiivisia aineita,joiden puoliintumisaika ylittää 30 vuotta.

Esimerkkejä jätehuollosta menneinä vuosikymmeninä

Radioaktiivisia jätteitä on kertynyt suuressa mitassa noin puolen vuosi-sadan ajan, aluksi ydinasetuotannon seurauksena ja myöhemmin etupäässäydinenergian rauhanomaisen käytön seurauksena. Seuraavassa esitetäänkatsaus tähän asti kertyneiden radioaktiivisten jäteaineiden kohtalosta.

Radioaktiiviset aineet aiheuttavat herkimmin säteilyaltistusta päästes-sään hengitysilmaan. Suuria määriä radioaktiivisia aineita on päässytilmakehään ydinasekokeiden ja ydinonnettomuuksien seurauksena. Tau-lukossa 7.2 on esitetty yhteenveto näistä päästöistä. Nähdään, että maanpäällä ja ilmakehässä tehdyistä ydinkokeista aiheutuneet päästöt ovatselvästi suurimmat, myös verraten pitkäikäisten radionuklidien osalta.Nykyisin nämä radioaktiiviset aineet jo ovat laskeutuneet maaperäänja vesistöihin ja tarkoilla mittauksilla niitä voidaan todeta lähes kaik-kialla. Pahoin saastuneita alueita on Tshernobylin ja Tsheljabinskin (eliKyshtymin) ydinonnettomuuksien keskeisillä vaikutusalueilla ja eräilläydinkoealueilla.

Keski- ja matala-aktiivisten jätepakkausten upottaminen meriin oli ylei-nen käytäntö vielä parikymmentä vuotta sitten. Länsimaiden radioaktii-visten jätteiden tärkein upotuspaikka oli Keski-Atlantin syvänteet. Länsi-

�������

���.��

����+��

�.�� .�� +��

��.� �� +���

/���+���

��$�� +���

����� +���

��.� �� +���

������������ ���������� ���*���

���

��

���

��*���

���

��*���

,�

�!�"��#�������� �$���%����& +

+

��

���

�*(��

(�

�

�,��

�!����#���������� �$���%����' +

+

�

�

+

�,��

��

+

TTTTTAULUKKO 7.2 Suurimmat radioaktiivisten aineiden päästöt ilmakehään (10AULUKKO 7.2 Suurimmat radioaktiivisten aineiden päästöt ilmakehään (10AULUKKO 7.2 Suurimmat radioaktiivisten aineiden päästöt ilmakehään (10AULUKKO 7.2 Suurimmat radioaktiivisten aineiden päästöt ilmakehään (10AULUKKO 7.2 Suurimmat radioaktiivisten aineiden päästöt ilmakehään (101515151515 Bq) Bq) Bq) Bq) Bq)

276

maat päättivät vuonna 1983 lopettaa tämän käytännön. Neuvostoliitto/Venäjä upotti jätteitä 1990-luvun alkupuolelle asti, etupäässä Barentsinja Karan meriin. Novaja Zemljan edustalle on upotettu jopa alusten vau-rioituneita reaktoreita polttoaineineen. Kaikkien meriin upotettujen jät-teiden kokonaisaktiivisuudeksi arvioidaan 90 PBq (petabecquerel PBq =1015 Bq). Upotuspaikoilla tehdyissä mittauksissa ei ole havaittu poikke-uksellisen korkeita meriveden radioaktiivisuuspitoisuuksia.

Radioaktiivisten jäteaineiden kokonaispäästöt meriin Euroopan jälleen-käsittelylaitoksilta ovat olleet yli 40 PBq. Suurimmat päästöt ajoittuivat1970-luvun jälkipuoliskolle ja nykyiset päästöt ovat vain prosentteja huip-puarvoista. Jälleenkäsittelylaitosten päästöjen jälkiä on voitu mitata muunmuassa Norjan merialueilla.

Maaperään, järviin ja jokiin radioaktiivisia jätteitä on joutunut lähinnäsotilasperäisten toimintojen seurauksena. Maanalaisten ydinräjäytystenjäännöksiä on muun muassa Nevadan, Semipalatinskin, Novaja Zemljan,Gobin ja Mururoan koealueiden uumenissa. Näiden jäänteiden kokonais-aktiivisuuksien suuruusluokat ovat vastaavat kuin edellä esitetyt ydin-räjäytyksistä ilmakehään päässeet aktiivisuudet. Venäjällä on myös pum-pattu suuria määriä radioaktiivisia jäteliemiä satojen metrien syvyy-teen huokoiseen maaperään Krasnojarskin, Tomskin ja Dimitrovgradinlähistöllä.

Tsheljabinskin lähistöllä on 1940–1950-lukujen vaihteessa päästetty noin100 PBq nestemäisiä radioaktiivisia jätteitä Tetsha-jokeen, joka on Obinsivujoki. Samalla alueella on Karatshai-järvi, johon on kerätty 4 000PBq verran radioaktiivisia jäteliemiä.

Huonosti hoidettuja uraanikaivosten jätealueita on useimmissa maissa,jotka muutama vuosikymmen sitten harjoittivat laajamittaista uraanikai-vostoimintaa. Esimerkiksi entisen Itä-Saksan alueella on satoja miljoo-nia kuutiometrejä uraanikaivosjätteitä, joiden jälkihoito tulee olemaanhyvin suurimittainen hanke. Suomea lähin huomattava uraanikaivosteol-lisuuden jätekeskittymä on Viron Sillamäessä.

Varastoidut ja loppusijoitetut jätteet

Edellä käsiteltiin radioaktiivisia jäteaineita, jotka on eristetty elinympä-ristöstä enemmän tai vähemmän puutteellisesti. Radioaktiivisilla jätteil-lä suppeammassa mielessä tarkoitetaan aineita, joita käsitellään ja va-

277

YDINTURVALLISUUS

rastoidaan valvotusti tarkoituksena eristää ne elinympäristöstä, eli loppu-sijoittaa. Nämä jätteet jaetaan radioaktiivisuuden perusteella tavallisestiseuraaviin pääluokkiin:

• korkea-aktiiviset, lämpöä kehittävät jätteet

• pitkäikäiset keski- ja matala-aktiiviset jätteet

• lyhytikäiset keski- ja matala-aktiiviset jätteet

• uraanikaivostoiminnan jätteet ja muut kohonneita luonnon radioaktii-visuuspitoisuuksia sisältävät jätteet.

Varastoitujen radioaktiivisten jätteiden kokonaisaktiivisuus, kun otetaanhuomioon vähintään noin 30 vuoden puoliintumisajan omaavat radionuk-lidit, on nykyisin yli 1 000 000 PBq. Vertailun vuoksi voidaan todeta,että ydinasekokeista on päässyt elinympäristöön vastaavanlaisia radio-aktiivisia aineita noin 1 500 PBq ja Tshernobylin onnettomuudesta noin100 PBq. Näin ollen on selvää, että varastoidut radioaktiiviset jätteet oneristettävä tehokkaasti ja pitkäaikaisesti elinympäristöstä.

7.2 Keski- ja matala-aktiiviset jätteet

Jätelajit ja -määrät

Nykyisin enin osa keski- ja matala-aktiivisista jätteistä syntyy ydin-energiaa käytettäessä ja siihen liittyvän ydinpolttoainekierron yhtey-dessä. Esimerkiksi kevytvesireaktorin eliniän aikana lyhytikäisiä kes-ki- ja matala-aktiivisia jätteitä kertyy useita tuhansia tonneja ja niidenkokonaisaktiivisuus on suuruusluokkaa 0,1–1 PBq. Ydinvoimalaitostapurettaessa kertyy vastaavanlaisia ja vastaavansuuruinen tonnimääräradioaktiivisia jätteitä, mutta niiden kokonaisaktiivisuus on merkittävästisuurempi: 10–100 PBq.

Jos ydinvoimalaitoksen käytetty polttoaine jälleenkäsitellään, syntyymyös keski- ja matala-aktiivisia jätteitä. Tonnimäärät jäävät selvästipienemmiksi kuin ydinvoimalaitoksen käytön yhteydessä syntyvät, muttatoisaalta huomattava osa tästä jätteestä on pitkäikäistä: se sisältää vä-hintäänkin satoja Bq/g transuraaneja, kuten plutoniumia. Yhden reakto-rin eliniän aikana kertyvän käytetyn ydinpolttoaineen jälleenkäsittelys-

278

tä syntyvien keski- ja matala-aktiivisen jälleenkäsittelyjätteen kokonais-aktiivisuus on satoja PBq.

Ydinasetuotannon seurauksena on kertynyt miljoonia tonneja keski- jamatala-aktiivisia jälleenkäsittelyjätteitä. Niiden kokonaisaktiivisuus onsuuruusluokkaa 1 000 PBq.

Ydinaseohjelmien ja ydinenergiatuotannon seurauksena on kertynyt ylimiljardi tonnia uraanikaivosjätteitä. Niissä aktiivisuuspitoisuus on vä-häinen, tyypillisesti 100 Bq/g, mutta toisaalta radioaktiivisuus on pit-käikäistä.

Ydinasemaissa ja ydinenergiaa laajamittaisesti käyttävissä maissa on ydin-tutkimuskeskuksia, joiden tutkimus- ja koereaktoreilta ja -laboratorioistakertyy myös huomattavia määriä keski- ja matala-aktiivisia jätteitä.

Jätemäärät, jotka kertyvät käytettäessä säteilylähteitä tavanomaisissa teol-lisuuslaitoksissa, lääkinnässä ja pienimuotoisessa tutkimustoiminnassa,ovat vaatimattomia edellä esitettyihin ydinjätteiden määriin verrattuna.Esimerkiksi Suomessa tällaisia pienjätteitä on Olkiluodossa olevassa kes-kusvarastossa vain noin 40 kuutiometriä.

Luonnon radioaktiivisia aineita sisältävistä materiaaleista, joiden pitoi-suudet ylittävät vapaarajat, käytetään lyhennettä NORM (Naturally Oc-curring Radioactive Materials). Tällaisia jätteitä syntyy muun muassafosfaattilannoiteteollisuudessa, öljyn ja maakaasun tuotannossa, kivihii-len ja turpeen poltossa, rakennusmateriaalien valmistuksessa, eräidenmetallien valmistusprosesseissa ja jätevesien käsittelyssä. Nämä jäte-virrat ovat hyvin suuria, esimerkiksi EU:n alueella kymmeniä miljooniatonneja vuodessa. Toisaalta näitä jätteitä ei useinkaan luokitella radioak-tiivisiksi jätteiksi, vaikka uraanin, toriumin ja radiumin aktiivisuuspitoi-suudet niissä voivat ylittää selvästi vapaarajat.

Periaatteelliset huoltovaihtoehdot

Radioaktiivisista jätteistä huolehtimisen periaatteelliset vaihtoehdot ki-teytetään usein seuraaviin iskusanoihin:

• delay and decay, eli viivästä ja vähennä

• dilute and disperse, eli laimenna ja levitä

279

YDINTURVALLISUUS

• concentrate and confine, eli tiivistä ja tallenna.

Viivästä ja vähennä -periaate, eli jätteen varastointi kunnes sen aktiivi-suus vähenee alle vapaarajojen, on käyttökelpoinen lähinnä silloin, kunjätteeseen sisältyvien radionuklidien puoliintumisajat ovat enintään noinsata päivää. Tällä tavoin voidaan tehdä vaarattomiksi suurin osa sairaa-loiden radioaktiivisista jätteistä. Koska ydinjätteisiin sisältyy suuri jouk-ko hyvin eri-ikäisiä radionuklideja, viivästysmenetelmä ei ole erityisentehokas jätteen määrän vähentämiseksi. Viivästämällä voidaan kuitenkinusein helpottaa jätteen jatkokäsittelyä säteilytasojen ja helposti vapautu-vien radioaktiivisten aineiden vähentämisen kautta.

Useilta säteilyvalvonnan piirissä olevilta laitoksilta päästetään radio-aktiivisia aineita valvotusti ilmaan ja vesistöihin. Tällöin noudatetaanlaimenna ja levitä -periaatetta: alkulaimennuksella varmistetaan, ettäenimmäispitoisuudetkin elinympäristössä jäävät vähäisiksi, ja pitoisuu-det laimenevat edelleen radioaktiivisten aineiden levitessä ilmakehäs-sä tai vesistössä. Laimenna ja levitä -periaate liittyy usein kaasumaistenja nestemäisten radioaktiivisten aineiden käsittelyyn: vähäisen aktiivi-suuden mutta suuren tilavuuden omaava fraktio päästetään ympäristöön,kun taas valtaosa aktiivisuudesta konsentroidaan kiinteäksi radioaktiivi-seksi jätteeksi.

Kolmas, tiivistä ja tallenna -periaate, tarkoittaa radioaktiivisen jäteai-neen saattamista kompaktiin, pysyvään muotoon ja eristämistä elinym-päristöstä loppusijoittamalla nämä jätepakkaukset. Suuntauksena on ollutradioaktiivisten aineiden päästöjen jatkuva vähentäminen ja jäteainei-den yhä tarkempi talteenotto. Jäljempänä tarkastellaan jätteiden käsit-telyyn ja loppusijoitukseen käytettävissä olevia menetelmiä.

Jätteiden käsittely

Keski- ja matala-aktiivisten jätteiden käsittely jaetaan yleensä kolmeenvaiheeseen: esikäsittely, tilavuuden pienennys sekä loppukäsittely ja pak-kaaminen.

Esikäsittelyn päätarkoituksena on helpottaa jätteen jatkokäsittelyä. Sii-hen voi kuulua jätteen kerääminen, lajittelu, neutralointi tai muu kemial-linen säätö, dekontaminointi ja alkukarakterisointi. Jätteiden lajittelu ak-tiivisuustason mukaan on tärkeätä mahdollisen valvonnasta vapauttami-sen kannalta.

280

Nestemäisten jätteiden tilavuuden pienennykseen voidaan käyttää muunmuassa seuraavia menetelmiä: ioninvaihto, mekaaninen suodatus, haihdu-tus, kemiallinen saostus, sentrifugointi, ultrasuodatus, käänteiden osmoosija poltto. Kiinteiden jätteiden tilavuutta voidaan puolestaan pienentää polt-tamalla, kokoonpuristamalla, paloittelemalla tai sulattamalla. Tilavuuden-pienennyksen seurauksena joudutaan usein päästämään vähäisiä määriäkaasumaisia tai nestemäisiä radioaktiivisia aineita ympäristöön.

Jätteiden käsittelyn tehokkuuden indikaattoreita ovat tilavuudenpienen-nyskerroin ja dekontaminointikerroin. Edellinen ilmaisee loppukäsitellynja pakatun jätteen tilavuussuhteen ilman tilavuudenpienennystä ja senkera. Jälkimmäinen puolestaan ilmaisee tietyn nuklidin määrän talteen-otetussa jätteessä verrattuna sen määrään puhdistetussa, yleensä val-vonnasta vapautuvassa jätteessä.

Esimerkki tehokkaasta tilavuudenpienennysmenetelmästä on FortumOyj:ssä kehitetty NURES-prosessi, jolla voidaan erottaa cesiumia, stron-tiumia, kobolttia ja booria nestemäisistä radioaktiivisista jätteistä. NU-RES-laitteisto on esitetty kuvassa 7.1. Suodattimet käsitellään radioaktii-visena jätteenä ja puhdistunut neste voidaan laskea mereen.

KUVA 7.1. Kuljetettava NURES-laitteisto, jolla puhdistetaan nestemäisiä jätteitä.KUVA 7.1. Kuljetettava NURES-laitteisto, jolla puhdistetaan nestemäisiä jätteitä.KUVA 7.1. Kuljetettava NURES-laitteisto, jolla puhdistetaan nestemäisiä jätteitä.KUVA 7.1. Kuljetettava NURES-laitteisto, jolla puhdistetaan nestemäisiä jätteitä.KUVA 7.1. Kuljetettava NURES-laitteisto, jolla puhdistetaan nestemäisiä jätteitä.

Järjestelmässä on karkea esisuodatin, aktiivihiilisuodatin, hieno esisuodatin sekä selektiivi-set ioninvaihtimet cesiumille ja strontiumille. Laitteiston kapasiteetti on noin 5 m3 nestejätettävuorokaudessa. NURES-laitteistolla saavutettava tilavuudenpienennyskerroin on yleensäsatoja ja tyypillinen dekontaminointikerroin on cesiumille yli 500 ja strontiumille yli 100.

281

YDINTURVALLISUUS

Loppukäsittelyssä jäte saatetaan pysyvään muotoon ja pakataan säiliöönvarastointia, kuljetusta ja loppusijoitusta varten. Nestemäiset ja hienoja-koiset jäteaineet saatetaan yleensä pysyvämpään muotoon kiinteyttämäl-lä ne sopivaan matriisiin, kuten betoniin (muun muassa Loviisan ydinvoi-malaitoksella), bitumiin (muun muassa Olkiluodon ydinvoimalaitoksella)tai polymeereihin. Kiinteät jätteet pakataan säiliöihin sellaisenaan taisopivan täyteaineen, esimerkiksi betonin kanssa. Tärkeä vaihe on jäte-pakkauksen loppukarakterisointi, jossa määritetään sen radiologiset jamuut tärkeät ominaisuudet.

Loppusijoitus

Keski- ja matala-aktiivisia jätteitä on loppusijoitettu jo 1950-luvultalähtien. Taulukossa 7.3 esitetään yhteenveto ydinenergiamaissa käy-tössä olevista tai olleista loppusijoituslaitoksista. Nähdään, että nykyi-sin on käytössä lähinnä kahdentyyppisiä loppusijoituksen periaaterat-kaisuja: betonibunkkeri maan pintakerroksissa ja luolasto keskisyvyy-dessä kallioperässä.

Esimerkit näistä periaateratkaisuista esitetään kuvissa 7.2 ja 7.3. Nä-ennäisestä erilaisuudesta huolimatta radioaktiivisten aineiden eristä-minen perustuu molemmissa ratkaisuissa suurelta osin samoihin il-miöihin:

���

�����

������

���

�� ��

���� �

������������

�������

���� �

������

���

�����������������

�� ������

����������

�����

��������

����

����!��

"����*��*��* ��#�

"����*��*�$��!�

%�&&

��*"�!��

%� �'��(

�� ����

�����()*�'���

���*���)*������"������

���+��)*,�����&���

����������

-�������* ���������* ��������

-�������* ���������* ��������

-�������* ���������* ��������

-�������* ���������* ��������

-�������*������������������

-�������*������������������

������������

������!�� ��*����*����� �� �����

������������

������!�� ��*����*����� �� �����

������!�� ��*����*����� �� �����

������!�� ��*����*����� �� �����

������������

������������

������������

�������

.//01

.//21

./221

.//21

./341./42

./2.1.///

./3/1.//5

.//01

./6/1

.//01

.//51

.//01

./30�.//0

./4.1

./361

TTTTTAULUKKO 7.3 LAULUKKO 7.3 LAULUKKO 7.3 LAULUKKO 7.3 LAULUKKO 7.3 Lyhytikäisten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitoksiayhytikäisten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitoksiayhytikäisten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitoksiayhytikäisten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitoksiayhytikäisten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitoksia

282

������!�� ��

�� ������������

��� �����*!�����

����

����������(��

�������

��������������� �����

�������

��������

KUVA 7.2 Periaatekuva maan pintakerroksiin rakennetusta keski- ja matala-aktiivistenKUVA 7.2 Periaatekuva maan pintakerroksiin rakennetusta keski- ja matala-aktiivistenKUVA 7.2 Periaatekuva maan pintakerroksiin rakennetusta keski- ja matala-aktiivistenKUVA 7.2 Periaatekuva maan pintakerroksiin rakennetusta keski- ja matala-aktiivistenKUVA 7.2 Periaatekuva maan pintakerroksiin rakennetusta keski- ja matala-aktiivistenjätteiden loppusijoituslaitoksestajätteiden loppusijoituslaitoksestajätteiden loppusijoituslaitoksestajätteiden loppusijoituslaitoksestajätteiden loppusijoituslaitoksesta

• kestävät jätepakkaukset

• betonirakenteiden eristyskyky ja niiden aikaansaama suotuisa kemial-linen ympäristö

• vähäinen pohjaveden virtaama sijoitustilojen läheisyydessä

• radionuklidien hidas kulkeutuminen sijoitustiloja ympäröivässä maa-tai kallioperässä.

Merkittävin ero näiden kahden ratkaisumallin välillä on, että maan pinta-kerroksiin sijoitettu loppusijoituslaitos edellyttää valvontaa muutaman sa-dan vuoden ajan laitoksen sulkemisen jälkeen. Valvonta on tarpeen muunmuassa sen varmistamiseksi, etteivät loppusijoitustilan päällä olevat eris-tekerrokset heikkene eroosion tai ihmisen toiminnan seurauksena. Sensijaan kallioperässä olevan loppusijoitustilan turvallisuuden edellytykse-nä eivät ole valvontatoimet laitoksen sulkemisen jälkeen.

283

YDINTURVALLISUUS

Suomessa otettiin jo 1980-luvun alussa lähtökohdaksi, että ydinvoima-laitosten keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitokset ra-kennetaan kyseisten ydinvoimalaitosalueiden kallioperään. Olkiluodossaotettiin loppusijoituslaitos käyttöön vuonna 1992. Laitos muodostuu kah-desta suuresta siilosta, joista toinen on tarkoitettu matala-aktiivisillejätteille ja toinen, betonisella sisäsiilolla varustettu, keskiaktiivisillejätteille. Siellä on myös valtion hallussa olevien pienjätteiden välivaras-to. Vastaavanlainen, kallioperään noin 100 metrin syvyyteen rakennettuloppusijoituslaitos otettiin vuonna 1998 käyttöön Loviisan Hästholmeninvoimalaitosalueella.

Molemmat maamme voimayhtiöt aikovat loppusijoittaa myös ydinvoima-laitoksia purettaessa syntyvät keski- ja matala-aktiiviset jätteet vastaa-valla tavalla laajentamalla nykyisiä loppusijoituslaitoksia. Kuvassa 7.4on esitetty suunnitelma Loviisan voimalaitoksen käytön aikana ja purka-misesta kertyvien keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituksesta.

KUVA 7.3. Olkiluodon kallioperään 60–95 metrin syvyyteen rakennettu keski- ja matala-KUVA 7.3. Olkiluodon kallioperään 60–95 metrin syvyyteen rakennettu keski- ja matala-KUVA 7.3. Olkiluodon kallioperään 60–95 metrin syvyyteen rakennettu keski- ja matala-KUVA 7.3. Olkiluodon kallioperään 60–95 metrin syvyyteen rakennettu keski- ja matala-KUVA 7.3. Olkiluodon kallioperään 60–95 metrin syvyyteen rakennettu keski- ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitosaktiivisten jätteiden loppusijoituslaitosaktiivisten jätteiden loppusijoituslaitosaktiivisten jätteiden loppusijoituslaitosaktiivisten jätteiden loppusijoituslaitos

����������

7�� ��� ���'�����������*�����

�����(��(��!���������� ����

������� ���'�����������*�����

7������������

����!����������

284

Ydinlaitosten käytöstäpoisto

Ydinlaitosten purkamisesta on kasvamassa merkittävä teollisuudenala.Eri maissa on jo yli 70 ydinvoimalaitosyksikön käyttö lopetettu, lisäksinoin 400 tutkimusreaktoria ja 800 muuta ydinlaitosta on tullut käyttö-ikänsä päähän. Ensimmäisten suurten ydinvoimalaitosten purkutyön lop-puunsaattaminen ajoittui vuosisadan vaihteeseen. Ydinlaitosten purkuon suurelta osin keski- ja matala-aktiivisten jätteiden huoltoa: teräs- jabetonirakenteiden paloittelua, pakkaamista ja loppusijoittamista. Työon teknisesti ja säteilysuojelullisesti vaativaa, sillä osa rakenteista, lä-hinnä reaktorisäiliö ja sen sisäosat, säteilee hyvin voimakkaasti ja edel-lyttää etäkäsittelyä. Kontaminoituneita rakenteita purettaessa puolestaanon estettävä radioaktiivisen pölyn leviäminen ja pääsy hengitysilmaan.

Kevytvesireaktoreiden käytöstäpoistokustannuksien arvioidaan olevannoin kymmenen prosenttia uuden vastaavan laitoksen rakentamiskustan-nuksista. Joidenkin laitostyyppien, esimerkiksi grafiittihidasteisten reak-toreiden, purkaminen on paljon hankalampaa ja kustannukset vastaavastisuuremmat.

8� ����� 7�����(����(*����

����������

8��������� ����

8����*��*����� ����

����������

KUVA 7.4. Loviisan loppusijoituslaitosKUVA 7.4. Loviisan loppusijoituslaitosKUVA 7.4. Loviisan loppusijoituslaitosKUVA 7.4. Loviisan loppusijoituslaitosKUVA 7.4. Loviisan loppusijoituslaitos

Hästholmenin voimalaitosalueen kallioperässä noin 110 metrin syvyydessä sijaitseva keski-ja matala-aktiivisten jätteiden loppusijoituslaitos. Voimalaitoksen käytössä syntyville jätteilletarkoitetut tilat on jo rakennettu, kun taas purkamisjätteille tarkoitetut tilat rakennetaanmyöhemmin.

285

YDINTURVALLISUUS

Etupäässä ydinasetuotannon ja muun sotilaallisen toiminnan seuraukse-na eri puolilla maailmaa on lukuisia radioaktiivisten aineiden saastutta-mia rakennuksia ja maa-alueita, joiden puhdistaminen ja kertyvien ra-dioaktiivisten jätteiden huolto tulee olemaan suuri urakka lähivuosikym-meninä. Esimerkiksi USA:ssa arvioidaan, että maan noin 130 sotilaallisenydinlaitoksen purkaminen tai radioaktiivisista aineista saastuneen maa-alueen puhdistaminen vie noin 50 vuotta ja tästä aiheutuva ”kylmän so-dan jälkilasku” tulee olemaan yli 200 miljardia dollaria. Venäjällä onvarsinkin Tsheljabinskin, Tomskin ja Krasnojarskin lähistöllä ydinase-tuotannon seurauksena pahoin saastuneita alueita.

7.3 Käytetty ydinpolttoaine ja korkea-aktiiviset jätteet

Ydinpolttoainekierron vaihtoehdot

Usein puhutaan suljetusta ja avoimesta polttoainekierrosta sen mukaan,onko tarkoitus kierrättää käytetyssä polttoaineessa olevat halkeavat jahalkeamiskelpoiset aineet vai loppusijoittaa ne sellaisenaan. Kuvassa7.5 on esitetty kevytvesireaktorin tyypillinen avoin polttoainekierto yh-den gigawattivuoden sähköenergiantuotantoa vastaten. Samassa kuvassaon myös esitetty sekaoksidipolttoaineen (Mixed Oxide Fuel eli MOX-fuel)käyttöön perustuva tyypillinen suljettu polttoainekierto; tällainen MOX-kierto on jo käytössä useissa ydinenergiamaissa. Nähdään, että MOX-kierrossa alkupään materiaalivirrat vähenevät noin viidenneksellä avoi-meen kiertoon verrattuna, kun osa väkevöidystä uraanista voidaan korva-ta uraani-plutonium-sekapolttoaineella.

Avoimen polttoainekierron loppupäässä kertyy käytettyä ydinpolttoainet-ta, joka loppusijoitetaan ydinjätteenä. Suljetun polttoainekierron loppu-päässä kertyy vastaavasti seuraavia aineita, jotka nykyisen käytännönmukaisesti palautetaan käytetyn ydinpolttoaineen tuottajalle:

• korkea-aktiivisia ja muita jälleenkäsittelyjätteitä

• jälleenkäsittelyssä erotettua uraania, jonka väkevöinti nykyisillä lai-toksilla ei ole tarkoituksenmukaista, koska se on voimakkaammin sä-teilevää kuin luonnonuraani

• käytettyä MOX-polttoainetta tai jälleenkäsittelyssä erotettuja transuraane-ja, jotka reaktorifysikaalisten syiden takia eivät enää sovellu kiertoon.

286

OECD:n ydinenergiajärjestön teettämä vertailuselvitys suljetusta ja avoi-mesta polttoainekierrosta osoittaa, että säteilyaltistuksen kannalta näi-den vaihtoehtojen välinen ero ei ole merkittävä. Avoimessa kierrossatarvittava laajempi uraanikaivostoiminta lisää säteilyaltistusta kun taassuljetussa kierrossa jälleenkäsittely aiheuttaa säteilyaltistusta.

Jälleenkäsittely ja MOX-kierto ei ole erityisen kannattavaa maalle, jollaei ole omaa jälleenkäsittelylaitosta. Jälleenkäsittelyn kustannukset ovatnykyisin suunnilleen 1 000 dollaria uraanikiloa kohti. Tähän verrattunaolisi MOX-kierrosta saatava vähennys väkevöidyn polttoaineen hankin-takustannuksissa vähäinen. Vaikka lasitetun korkea-aktiivisen jälleenkä-sittelyjätteen tilavuus on huomattavasti pienempi kuin pakatun käytetynpolttoaineen, on loppusijoitustilojen mitoitusta määräävä seikka jätteen

KUVA 7.5. YdinpolttoaineenKUVA 7.5. YdinpolttoaineenKUVA 7.5. YdinpolttoaineenKUVA 7.5. YdinpolttoaineenKUVA 7.5. Ydinpolttoaineenmassavirrat kertakäyttö- jamassavirrat kertakäyttö- jamassavirrat kertakäyttö- jamassavirrat kertakäyttö- jamassavirrat kertakäyttö- jakierrätysstrategiassakierrätysstrategiassakierrätysstrategiassakierrätysstrategiassakierrätysstrategiassa

Ylemmässä kaaviossa käy-tetty ydinpolttoaine loppusi-joitetaan sellaisenaan (niinsanottu suora loppusijoitus).Alemmassa kaaviossa polt-toaine jälleenkäsitellään jaerotettu plutonium käyte-tään sekaoksidipolttoaineenvalmistukseen.

7�(��9*(���'���������� �����)*0:*�,���� 9���&���

;�����������������������

<����'���������

����������������*� �����

8�����������'��������

<� �'9����=)3*>

5::*� 9(��(����(�������

�?*.::*:::*��������

����*����������46*��

7�(����(*����������46*��

546*��

46*��

7�(��9*(���'���������� �����)*0:*�,���� 9���&���

=3:*� 9(��(����(���*��������������

�?*.::*:::*��������

����*����������3:*��

7�(����(*����������.6*�* �@

.6*�* �@

:)3*8�

3:*��

<����'���������

8�����������'��������

<� �'9����=)3*>

����������������*� �����

��������*���������� ����

�'���*���������� ����

=2:*��

45*��

�������� �������(

;�����������������������

�?*0*�*+���������������

287

YDINTURVALLISUUS

lämmönkehitys noin 100 vuoden aikajänteellä, mikä on lähes sama näil-lä jätelajeilla. Näin ollen näiden jätelajien loppusijoituskustannuksissa eiole ratkaisevaa eroa.

Taulukossa 7.4 on esitetty ydinenergiatuotannosta peräisin olevan käyte-tyn polttoaineen tähänastisia ja ennustettuja kertymiä maailmanlaajui-sesti. Siinä on myös eritelty, mikä osuus polttoaineesta on mennyt tai onmenossa jälleenkäsittelyyn ja mikä osuus välivarastoidaan toistaiseksi.Nähdään, että jälkimmäinen osuus on vallitseva ja tulevaisuudessa kas-vamassa. Tähän vaikuttavat paitsi taloudelliset näkökohdat, myös jälleen-käsittelykapasiteetin niukkuus. Taulukossa 7.5 on esitetty nykyinen ja lä-hitulevaisuudessa käyttöön tuleva jälleenkäsittelykapasiteetti. Koska käy-tetyn ydinpolttoaineen vuotuiset kertymät tulevat olemaan hieman yli10 000 tU, voisi jälleenkäsittelykapasiteetti kattaa enintään noin puolettästä kertymästä.

Välivarastointi

Käytetyn ydinpolttoaineen välivarastointiin käytetään kolmenlaista tek-nistä periaateratkaisua: vesiallasvarastoa, ilmajäähdytteistä holvivaras-toa ja säiliövarastoa.

(��)%��� ��

�� $0�1*-�*��"��

#$�+2��.� ��1*���3���

/�)� �1*��0��,*��00�$&�

4� 5651*��6�0

# .��1*����)��,*7�)�00�

8&.�� $5

��*�� �*�"��� �"� �����7��$�655&�9..�� �

7�:9.:�$�

7��$�655&�9..�� �

7�:9.:�$�

7�:9.:�$�

7�:9.:�$�

��$0�$:�$�

+���

��

�*��

�*���

�*���

��

���

���

�*���

+��� +���

+

�*��

�*���

�*���

(��

���

���

�*���

+

�*��

�*���

�*���

��

���

���

�*���

TTTTTAULUKKO 7.5 Nykyiset ja ennustetut jälleenkäsittelykapasiteetit (uraanitonnia vuodes-AULUKKO 7.5 Nykyiset ja ennustetut jälleenkäsittelykapasiteetit (uraanitonnia vuodes-AULUKKO 7.5 Nykyiset ja ennustetut jälleenkäsittelykapasiteetit (uraanitonnia vuodes-AULUKKO 7.5 Nykyiset ja ennustetut jälleenkäsittelykapasiteetit (uraanitonnia vuodes-AULUKKO 7.5 Nykyiset ja ennustetut jälleenkäsittelykapasiteetit (uraanitonnia vuodes-sa) eri maissasa) eri maissasa) eri maissasa) eri maissasa) eri maissa

Taulukossa on myös mainittu reaktorityyppi, jonka polttoaineen käsittelyyn laitos soveltuu.

/5�� 05$�.�.9

4���$.��.�

8&.�� $5

+���

��*���

��*���

���*���

+���

��*���

���*���

���*���

+���

���*���

���*���

���*���

TTTTTAULUKKO 7.4 Ydinvoima-AULUKKO 7.4 Ydinvoima-AULUKKO 7.4 Ydinvoima-AULUKKO 7.4 Ydinvoima-AULUKKO 7.4 Ydinvoima-laitosten käytetyn polttoai-laitosten käytetyn polttoai-laitosten käytetyn polttoai-laitosten käytetyn polttoai-laitosten käytetyn polttoai-neen nykyiset ja ennustetutneen nykyiset ja ennustetutneen nykyiset ja ennustetutneen nykyiset ja ennustetutneen nykyiset ja ennustetutkertymät (uraanitonnia)kertymät (uraanitonnia)kertymät (uraanitonnia)kertymät (uraanitonnia)kertymät (uraanitonnia)

288

Vesiallasvarasto on perinteisin varastotyyppi ja myös maamme ydinvoi-malaitosten käytettyä polttoainetta säilytetään vesialtaissa. Kuvassa 7.6on esitetty periaatekuva käytetyn ydinpolttoaineen välivarastosta Olki-luodossa. Vesiallasvaraston hyvänä puolena on polttoainenippujen help-po käsiteltävyys ja valvottavuus. Nykyisen käsityksen mukaan käytettyjäpolttoainenippuja voidaan säilyttää sellaisenaan ainakin 50 vuotta asian-mukaisessa vesiallasvarastossa.

Holvivarastossa polttoaineniput ovat typpiatmosfäärissä kaasutiiviis-sä kapseleissa. Näitä kapseleita jäähdytetään ilman luonnonkierrolla.Lämmönkehityksen vähentämiseksi polttoainenippuja joudutaan säilyt-tämään vesialtaissa muutaman vuoden ajan ennen kuivavarastoon siir-tämistä. Kuivavarasto soveltuu vesiallasvarastoa paremmin pitkäaikai-seen varastointiin passiivisen jäähdytysjärjestelmän ja polttoainenippu-jen korroosion kannalta edullisten olosuhteiden ansiosta.

Säiliövarastoissa polttoaineniput on suljettu kaasutäytteisiin säiliöihin, jot-ka täyttävät myös kuljetusastioille asetetut vaatimukset. Näitä säiliöitävarastoidaan betonirakennuksissa tai jopa paljaan taivaan alla. Varasto-tyypin etuna on logistinen yksinkertaisuus, koska polttoainenippuja ei tar-

�;

�;

�;

�;

KUVA 7.6. Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn polttoaineen välivarastoKUVA 7.6. Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn polttoaineen välivarastoKUVA 7.6. Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn polttoaineen välivarastoKUVA 7.6. Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn polttoaineen välivarastoKUVA 7.6. Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn polttoaineen välivarasto

Varasto on vesiallastyyppinen ja sen kapasiteetti on noin 1200 uraanitonnia. 1. polttoaineni-put telineissä, 2. kuuden metrin vesikerros polttoainetelineiden päällä, 3. polttoainenippujensiirtokone ja 4. polttoaineen siirtosäiliö.

289

YDINTURVALLISUUS

vitse siirrellä kuljetuksen ja varastoinnin välillä. Mikäli kyseessä on suurimäärä käytettyä polttoainetta, ovat säiliövarastoinnin kustannukset muitavarastointimenetelmiä korkeammat.

Jälleenkäsittely

Kevytvesireaktorin käytetystä ydinpolttoaineesta 95–96 prosenttia onuraania, 3–4 prosenttia fissiotuotteita ja noin prosentti plutoniumia jamuita transuraaneja. Jälleenkäsittelyn tarkoituksena on erottaa polttoai-neesta halkeamiskelpoiset aineet, uraani ja plutonium. Jäljelle jää kor-kea-aktiivista nestemäistä jätettä sekä keski- ja matala-aktiivista neste-mäistä ja kiinteää jätettä.

Nykyiset jälleenkäsittelylaitokset perustuvat lähes yksinomaan niin sa-nottuun PUREX-prosessiin (Plutonium URanium EXtraction), jonka kaa-viokuva ja jätevirrat on esitetty kuvassa 7.7. Prosessin eri vaiheita ovat:

• polttoainenippujen rakenne-osien mekaaninen poistami-nen

• polttoainesauvojen pätkiminenja liuotus typpihappoon; liuke-nemattomat rakenneosat, kutenpolttoaineen zirkoniumista val-mistettu suojakuori otetaan tal-teen kiinteänä jätteenä

• uraanin ja plutoniumin uut-taminen tributylifosfaattia si-sältävän orgaanisen liuotteenavulla

• plutoniumin erotus tästä or-gaanisesta liuoksesta pelkis-tävän kemikaalin avulla

• uraani- ja plutoniumfraktioi-den puhdistus niissä olevienfissiotuote- ja transuraaniepä-puhtauksien poistamiseksi.

KUVA 7.7. PUREX-prosessin käsittely-KUVA 7.7. PUREX-prosessin käsittely-KUVA 7.7. PUREX-prosessin käsittely-KUVA 7.7. PUREX-prosessin käsittely-KUVA 7.7. PUREX-prosessin käsittely-vaiheet ja syntyvät jätevirratvaiheet ja syntyvät jätevirratvaiheet ja syntyvät jätevirratvaiheet ja syntyvät jätevirratvaiheet ja syntyvät jätevirrat

290

Prosessista kertyvät kiinteät ja nestemäiset radioaktiivisia jäteaineet, sa-moin kuin osa kaasumaisista radioaktiivisista aineista (esimerkiksi kryp-ton ja jodi), otetaan nykyään varsin tarkoin talteen. Kiinteät jätteet paka-taan jäteastioihin yleensä betonin kanssa. Nestemäisistä jätefraktioistamerkittävin on ensimmäisessä uuttovaiheessa kertyvä, joka sisältää 99prosenttia fissiotuotteista ja transuraaneista. Tämä jäte kiinteytetään la-simassaan: boorisilikaattilasiin Ranskan La Haguen ja Englannin Sella-fieldin laitoksilla sekä fosfaattilasiin Venäjän Majakin laitoksella.

PUREX-prosessia on pyritty kehittämään siten, että saataisiin talteen mui-takin transuraaneja (amerikiumia, neptuniumia ja curiumia) ja joitakinpitkäikäisiä fissiotuoteita (esimerkiksi teknetiumia). Nämä aineet voitai-siin tuhota transmutaatiolla ja vähentää siten jäljelle jäävän korkea-aktii-visen ydinjätteen säteilyvaarallisuutta. Neptuniumin talteenotto on jo käy-tännössä toteutettu Majakin jälleenkäsittelylaitoksella. Ranskassa onkehitetty prosessi sivutransuraanien erottamiseksi ja niiden hävittämi-seen suunnitellaan käytettävän PHENIX-hyötöreaktoria. Teknilliset edel-lytykset kehittyneiden PUREX-prosessien käyttöönotolle näyttäisivät ole-van olemassa, mutta seurauksena olisi väistämättä prosessin huomattavamonimutkaistuminen ja samalla jälleenkäsittelykustannusten kasvu.

Myös PUREXille vaihtoehtoisia prosesseja on pyritty kehittämään. Nämävoisivat perustua ioninvaihtoprosesseihin, fluoridien selektiiviseen höy-rystämiseen tai pyroprosesseihin (sulametallien tai -suolojen sähköke-miallinen erottelu korkeassa lämpötilassa). Varsinkin viimeksi mainitutovat nykyisin huomattavan mielenkiinnon kohteena. Pyrometallurginentai -kemiallinen jälleenkäsittely saattaisi olla toteutettavissa myös pieni-mittaisena, joten suuria keskitettyjä laitoksia ei tarvittaisi, vaan jälleen-käsittely voisi tapahtua alueellisissa ydinenergiakeskuksissa. Kehitystyöon vielä laboratorioasteella ja olennaisia prosessiteknisiä ongelmia onvielä ratkaisematta, joten pyroprosessien tulosta teolliseen käyttöön eiole mitään varmuutta. On myös mahdollista, että uudet menetelmät so-veltuvat vain tietynlaisen polttoaineen jälleenkäsittelyyn eivätkä ole hel-posti muunnettavissa nykyisille polttoainetyypeille.

Korkea-aktiivisten jätteiden huoltovaihtoehdot

Korkea-aktiivisia jätteitä on kertynyt yli 50 vuoden ajan ja vuosienvarrella niiden vaarattomaksi tekemiseksi on esitetty useita ratkaisu-malleja. Toistaiseksi mikään niistä ei ole edennyt toteutusasteelle vaanjätteitä säilytetään varastoissaan. Ydinasetuotannon perintönä on lähes

291

YDINTURVALLISUUS

1 000 000 kuutiometriä, yhteensä noin 150 000 PBq, nestemäisiä jalietemäisiä jätteitä maan pintakerroksiin haudatuissa säiliöissä. Ydinener-gian tuotannosta on kertynyt yli 200 000 tU käytettyä polttoainetta, jon-ka kokonaisaktiivisuus on yli 1 000 000 PBq. Siitä noin kaksi kolmas-osaa on polttoainenippuina varastoissa ja kolmannes on varastoitu neste-mäisenä tai lasiin kiinteytettynä jälleenkäsittelyjätteenä.

Usein esitetään, että korkea-aktiivisia jätteitä tulisi säilyttää määräämät-tömän ajan maanpäällisissä tai maan pinnan läheisissä varastoissa siinätoivossa, että tuleva kehitys toisi mukanaan nykyistä parempia menetel-miä jätteistä huolehtimiseksi. Asiantuntijat suhtautuvat yleensä penseästitähän ehdotukseen. Esimerkiksi OECD:n ydinenergiajärjestön asiantun-tijat toteavat vuonna 1995 julkaisemassaan yhteisessä kannanotossaanseuraavaa: ”Vastuumme tulevia sukupolvia kohtaan hoidetaan paremminnoudattamalla loppusijoitusstrategiaa kuin turvautumalla varastointiin,joka edellyttää valvontaa ja pitkäaikaista huolenpitoa ja saattaa tulla lai-minlyödyksi tulevaisuuden yhteiskunnissa, joiden rakenteellista vakauttaei voi pitää itsestään selvänä”.

Asiantuntijoiden enemmistön mielestä paras ratkaisu on korkea-aktiivis-ten jätteiden loppusijoitus syvälle kallioperään rakennettaviin tiloihin.Ensimmäisen tätä koskevan yksityiskohtaisen suunnitelman esittivät ruot-salaiset yli 20 vuotta sitten ja nykyisin useimmilla ydinenergiamailla onohjelma korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoittamiseksi kallioperään(taulukko 7.6). Tätä geologista loppusijoitusta käsitellään yksityiskohtai-semmin kohdassa 7.4.

Loppusijoitus merisedimentteihin tai hyvin syviin poranreikiin edus-taa myös geologista loppusijoitusta mutta eroaa kalliotiloihin sijoit-tamisesta siinä mielessä, että kyseessä olisi käytännössä peruuttamaton

TTTTTAULUKKO 7.6 Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoitussuunnitelmiaAULUKKO 7.6 Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoitussuunnitelmiaAULUKKO 7.6 Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoitussuunnitelmiaAULUKKO 7.6 Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoitussuunnitelmiaAULUKKO 7.6 Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoitussuunnitelmia

���

�����

������

�� ��

������������

���� �

������

7�����

���

������

��

��

��*��*� �

� �

� �

� �

��

��*��*� �

�������������������������

�� ������A&�������

�� ������*���*B�������A&�������

�'���

�'���

���A��'�*���*�'���A&�������

�'���A&�������*���*����������

�'���A&�������

;�##�* �������A��� � �'�

�������������0:0:

0:.6

0:=:

�� ?*0:5:

0:0:

0:=6

0:06

0:.:

��*C* �(����(*(�������������****� �*C* � ���� ���'����*������� �������(����

292

ratkaisu. Kallioperä tai merisedimentti usean kilometrin syvyydessä luul-tavasti eristäisi radioaktiiviset aineet tehokkaasti, mutta asiasta olisi vai-kea varmistua. Jätepakkausten kestävyydestä ei olisi varmuutta kilomet-rien syvyydessä vallitsevissa oloissa ja loppusijoitusympäristön karakte-risointi jäisi puutteelliseksi. Lisäksi kansainvälisen hyväksynnän saaminenjätteiden merisedimenttiin sijoittamiselle lienee mahdotonta.

Aika ajoin ratkaisuksi ”ydinjäteongelmaan” on esitetty neutroneilla ai-kaansaatua ydinmuunnosta eli transmutaatiota. Viimeisin innovaatio alallaon tehokkaan hiukkaskiihdyttimen käyttäminen tarvittavan intensiivisenneutronivuon aikaansaamiseen. Transmutaatiotekniikan mahdollisuuksiaarvioidaan jäljempänä.

Joskus on ehdotettu myös ydinjätteiden lähettämistä ulkoavaruuteen taiaurinkoon. Tähän liittyy paljolti samat rajoitukset kuin transmutaatioon:menetelmä olisi tarkoituksenmukainen vain joillekin hyvin pitkäikäisilleradioaktiivisille aineille, lisäksi riittävän luotettavaa, kohtuuhintaista tek-niikkaa ei ole näköpiirissä.

Nuklidien erotus ja transmutaatio

Transmutaatiolla pyritään hävittämään erityisesti ydinjätteeseen sisälty-viä hyvin pitkäikäisiä nuklideja, kuten transuraaneja ja fissiotuotteistamuun muassa teknetium-99:ää ja jodi-129:ää. Nykyisten termisten reak-toreiden neutronivuo soveltuu huonosti näiden aineiden hävittämisen, muttanopealla reaktorilla tai hiukkaskiihdyttimen protonisuihkulla aikaansaa-dulla spallaatioreaktiolla olisi tuotettavissa riittävän intensiivinen ja ener-giaspektriltään sopiva neutronivuo.

Nopeat hyötöreaktorit olisivat energiantuotannon ohella verraten tehok-kaita transmutaatiolaitoksia. Hyötöreaktoriohjelmat ovat kuitenkin koke-neet takaiskuja ja niiden tulevaisuus riippuu energiantuotannon globaali-sesta kehityssuunnasta lähivuosikymmeninä.

Kuvassa 7.8 on esimerkki transmutaatioreaktorista, joka perustuu CERNinNobel-palkitun ydinfyysikon Carlo Rubbian esittämään suunnitelmaan.Siinä neutronivuo aikaansaadaan hiukkaskiihdyttimen protonien aiheut-tamien spallaatioreaktioiden kautta, jolloin reaktori voisi toimia lievästialikriittisenä. Reaktorin polttoaineena käytettäisiin toriumia ja käytetystäydinpolttoaineesta erotettuja transuraaneja. Tällainen reaktori voisi tuottaamerkittävästi nettosähkötehoa.

293

YDINTURVALLISUUS

Käytetty ydinpolttoaine tai edes siitä erotettu jälleenkäsittelyjäte ei so-vellu sellaisenaan transmutaatiolla tuhottavaksi. Ne sisältävät suuren jou-kon erilaisia aineita, ja jos koko seos altistettaisiin voimakkaalle neutro-nisäteilylle, syntyisi enemmän uusia haitallisia aineita kuin alkuperäisiätuhoutuisi. Niinpä transmutaatioteknologiassa on olennaista erilaisten ra-dioaktiivisten aineiden pitkälle viety erottaminen toisistaan eli nykyistähuomattavasti kehittyneempi jällenkäsittely: puhutaankin Partitioning &Transmutation eli P & T -tekniikasta.

P & T -teknologian teollisen mitan käyttööntulolle on nähtävissä vielämonta estettä:

• Nykyistä huomattavasti kehittyneemmän ja mieluimmin pienimittaise-na toteutettavan jälleenkäsittelytekniikan läpimurtoa ei ole ennustet-tavissa.

• P & T -kierto täytyisi toistaa useita kertoja, jolloin prosessihävikkientulisi olla äärimmäisen pienet, jottei transmutaatiohyötyä menetet-täisi.

• Kaikkia pitkäikäisiä aineita, kuten cesium-135:ää, ei ehkä pystyttäisihävittämään transmutaatiolla.

KUVA 7.8. Rubbian ehdottama malli hiukkaskiihdyttimen avulla toimivasta alikriittisestäKUVA 7.8. Rubbian ehdottama malli hiukkaskiihdyttimen avulla toimivasta alikriittisestäKUVA 7.8. Rubbian ehdottama malli hiukkaskiihdyttimen avulla toimivasta alikriittisestäKUVA 7.8. Rubbian ehdottama malli hiukkaskiihdyttimen avulla toimivasta alikriittisestäKUVA 7.8. Rubbian ehdottama malli hiukkaskiihdyttimen avulla toimivasta alikriittisestätoriumreaktorista, jolla voitaisiin myös hävittää pitkäikäisiä radioaktiivisia aineita.toriumreaktorista, jolla voitaisiin myös hävittää pitkäikäisiä radioaktiivisia aineita.toriumreaktorista, jolla voitaisiin myös hävittää pitkäikäisiä radioaktiivisia aineita.toriumreaktorista, jolla voitaisiin myös hävittää pitkäikäisiä radioaktiivisia aineita.toriumreaktorista, jolla voitaisiin myös hävittää pitkäikäisiä radioaktiivisia aineita.

8�����������'��������

������� �������(

������� �������(� ��������D05)4*�E

���������������D0)/*�E

����(�'��������� ��

8�����������'��������

��� 9�����D346* ,E

F���������

��!������� ������� �

D=:* ,E

8�����

8���������������7�(����(�*�������������D04)3*�E

8�����

D0)/*�E

��� �� ����(���

��� ��� -��������

-���9�'������

�������

294

• P & T -teknologiaa saatettaisiin käyttää myös puhtaiden ydinasema-teriaalien, kuten tritiumin, uraani-233:n ja plutonium-239:n tuotta-miseen.

• P & T -teknologian kustannukset saattaisivat muodostua korkeiksi.

P & T -teknologian rooli voinee muodostua merkittäväksi vain siinä tapa-uksessa, että ydinteknologia kehittyy tulevaisuudessa merkittävästi sekämäärällisesti että laadullisesti. Siinäkään tapauksessa kaikista pitkäikäi-sistä ydinjätteistä ei päästä eroon, joten tarve jätteiden pitkäaikaiseris-tyksen mahdollistavaan loppusijoitukseen ei poistu. Näin ollen nykyisiäloppusijoitusohjelmia ei ole syytä lopettaa ja odottaa transmutaatiotekno-logian tuloa.

7.4 Geologinen loppusijoitus

Loppusijoitushankkeiden historiasta

Loppusijoitusta syvälle kallioperään esitettiin jo 1950-luvulla ratkaisuk-si korkea-aktiivisten ydinjätteiden vaarattomaksi tekemiseen, mutta en-simmäiset yksityiskohtaiset suunnitelmat geologisesta loppusijoituksestajulkaistiin vasta pari vuosikymmentä myöhemmin. Kiireettömyyden yh-tenä syynä oli, että alkuvuosikymmenien korkea-aktiiviset jätteet olivatetupäässä ydinasetuotannosta peräisin, eikä kylmän sodan ilmapiirissäydinjätteitä pidetty ensisijaisena ongelmana. Siihen aikaan vallitsi myösnykyistä suurempi optimismi mullistavien jätehuoltomenetelmien tulostakäyttöön. Vasta 1970-luvulla, jolloin ydinenergian käyttö ja siitä aiheutu-vat ydinjätteet nousivat yleiseksi huolenaiheeksi, syntyi poliittista painet-ta hakea ratkaisuja ydinjäteongelmaan.

Ruotsalaiset julkaisivat vuonna 1978 niin sanotun KBS-suunnitelman(kärnbränslesäkerhet) ja tarkensivat sitä vuonna 1983. Näiden suunni-telmien tarkoituksena oli täyttää maan silloisen niin kutsutun ehtolain vaa-timukset menetelmästä, jolla käytetystä ydinpolttoaineesta voitaisiin huo-lehtia ”täysin turvallisesti”. KBS-suunnitelma muodostui esikuvaksi mo-nen maan, myös Suomen, geologiselle loppusijoitusohjelmalle.

Maamme loppusijoitushankkeet käynnistyivät toden teolla vuonna 1983,kun valtioneuvosto teki periaatepäätöksen ydinjätehuollon tutkimus-, ke-hitys- ja suunnittelutyön tavoitteista. Siinä esitettiin pitkän aikavälin ta-

295

YDINTURVALLISUUS

voiteaikataulu loppusijoitushankkeelle: aluksi raportointivelvoitteita jasitten tavoiteajankohdat loppusijoituspaikan valinnalle vuonna 2000, lop-pusijoituslaitoksen rakentamisen aloittamiselle 2010-luvun alussa ja senkäytön aloittamiselle 2020-luvun alussa.

Loppusijoitusvelvoitteet koskivat alun perin vain Teollisuuden Voima Oy:tä,sillä Imatran Voima Oy:n Loviisan voimalaitoksen käytetty ydinpolttoai-ne palautettiin laitosta hankittaessa tehdyn sopimuksen perusteella Neu-vostoliittoon. Ydinenergialain muutoksen kautta tämä käytäntö kuitenkinlopetettiin vuonna 1996. Sen seurauksena voimayhtiöt perustivat PosivaOy:n, joka vuodesta 1996 lähtien on huolehtinut käytetyn ydinpolttoai-neen loppusijoituksen valmistelutöistä.

Maamme loppusijoitusohjelma on edennyt varsin hyvin vuonna 1983 ase-tettujen tavoitteiden mukaisesti. Useissa muissa ydinenergiamaissa lop-pusijoitushankkeet eivät ole saavuttaneet yleistä hyväksyntää, minkävuoksi ohjelmia on jouduttu myöhentämään alkuperäisistä tavoitteistaan.Esimerkiksi Ruotsissa on kallioperätutkimusten aloittaminen ja sitä kauttaloppusijoituspaikan valinta osoittautunut hankalaksi, ja tältä osin Ruotsinohjelma on jäänyt jälkeen Suomen vastaavasta.

Taulukossa 7.6 on esitetty tilannekatsaus korkea-aktiivisten ydinjätteidenloppusijoitusohjelmista eri maissa. Ensimmäinen pitkäikäisille ydinjät-teille rakennettu loppusijoituslaitos otettiin käyttöön vuonna 1999 USA:ssaUuden Meksikon osavaltiossa. Tämä Waste Isolation Pilot Plant on tar-koitettu ydinasetuotannossa kertyneen, muun muassa huomattavia mää-riä plutoniumia sisältävän keski- ja matala-aktiivisen jätteen loppusijoi-tukseen. Loppusijoitusluolastot ovat suolamuodostumassa noin 650 met-rin syvyydessä.

Loppusijoituksen tekninen toteutus

Eri ydinenergiamaissa on laadittu verraten seikkaperäisiä teknisiä suun-nitelmia korkea-aktiivisten ydinjätteiden geologisesta loppusijoituksesta.Vaikka näiden suunnitelmien yksityiskohdat vaihtelevat muun muassa lop-pusijoituspaikkana olevan geologisen muodostuman ja loppusijoitettavanjätetyypin (lasitettu jälleenkäsittelyjäte tai käytetty polttoaine) mukaan,ovat pääperiaatteet samankaltaiset:

• Aluksi korkea-aktiivista jätettä varastoidaan muutama vuosikymmenlämmöntuoton vähentämiseksi.

296

• Välivarastoinnin jälkeen jäte suljetaan kapseleihin, joiden on tarkoitussäilyä tiiviinä hyvin pitkään loppusijoitusympäristössä.

• Jätekapselit sijoitetaan kallioperään usean sadan metrin syvyyteen ra-kennettuun tunneliverkostoon riittävän etäälle toisistaan (keskimäärin10–20 m) enimmäislämpötilojen rajoittamiseksi.

• Jos loppusijoituspaikan kivilaji on kovaa, kuten graniittia, jätekapse-lit eristetään kalliosta joustavalla ja vettä huonosti läpäisevällä täy-teaineella.

• Loppusijoitustoimien päätyttyä, mukaanlukien mahdollinen tarkkai-lujakso, maanalaiset tilat suljetaan sopivilla täyteaineilla ja sulkura-kentein.

�,�

�,�

�59.��� �

��.��$5��<

2� .� ��..�

=0����� )�..��� �

-�:��$� )�..��� �

��6��.�$.� ��.

7�$0�$.� ��

7�)$��� .���.�$

�9<0���

7�)$�� $���.�0��� �� 0�<+

0���

�,�

KUVA 7.9. Periaatekuva Posiva Oy:n käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitussuunni-KUVA 7.9. Periaatekuva Posiva Oy:n käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitussuunni-KUVA 7.9. Periaatekuva Posiva Oy:n käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitussuunni-KUVA 7.9. Periaatekuva Posiva Oy:n käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitussuunni-KUVA 7.9. Periaatekuva Posiva Oy:n käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitussuunni-telmastatelmastatelmastatelmastatelmasta

297

YDINTURVALLISUUS

Posiva Oy:n esittämän loppusijoitussuunnitelman (kuva 7.9) mukaan käy-tetyt polttoaineniput suljetaan kupari-rautakapseleihin, 12 nippua yhteenkapseliin. Tässä kapseliratkaisussa pallografiittiraudasta valmistettu si-säosa antaa kapselille riittävän mekaanisen lujuuden ja kuparinen pääl-lysosa puolestaan tarjoaa hyvän suojan korroosiota vastaan.

Polttoaineniput suljettaisiin kapseleihin laitoksessa, joka sijaitsisi jokoloppusijoituspaikalla tai käytetyn polttoaineen välivaraston yhteydessä.Kuvassa 7.10 on esitetty Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitok-sen periaatekuva. Polttoaineniput siirretään kapseliin yksitellen suuressakuumakammiossa. Sen jälkeen kapselin ulompi kansi suljetaan elektroni-suihkuhitsauksella, jätekapseli tarkastetaan ja siirretään puskurivarastoonodottamaan siirtoa loppusijoitustilaan.

Posiva Oy:n loppusijoitussuunnitelman mukaan rakennetaan kalliope-rään 400–700 metrin syvyyteen tunneliverkosto. Sijoitustunneleita ra-kennettaisiin sitä mukaa kun loppusijoitustoimet etenevät. Sijoitustun-nelin lattiaan porataan reikiä, joihin sijoitetaan yksi jätekapseli kuhun-kin bentoniittisavella vuoraten. Kun varsinaiset loppusijoitustoimetyhdessä sijoitustunnelissa on saatu loppuun, täytetään tämä tunnelikivimurske-bentoniittiseoksella.

Loppusijoitettavat käytetyt polttoaineniput ovat hyvin voimakkaita sä-teilylähteitä siitäkin huolimatta, että niiden aktiivisuus on välivaras-toinnin aikana vähentynyt noin tuhannesosaan siitä, mitä se oli nippuja

7�)$��+:���$.�

��..��� �� 05$�..�90� ��

��.$��$+0� ��

���0�$.�$+0� ��

��$$�+0���

KUVA 7.10. Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitoksen kaaviokuvaKUVA 7.10. Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitoksen kaaviokuvaKUVA 7.10. Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitoksen kaaviokuvaKUVA 7.10. Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitoksen kaaviokuvaKUVA 7.10. Posiva Oy:n suunnitteleman kapselointilaitoksen kaaviokuva

298

reaktorista ulos otettaessa. Useimmissa käsittelyvaiheissa polttoai-neniput ovat kuitenkin tiiviin säiliön sisällä ja Posiva Oy:n suunnitel-man mukaan vain käsittelykammiossa (kuva 7.10) niitä siirrelläänilman säteilysuojaa. Tämän lisäksi kapselointi- ja loppusijoituslaitok-seen liittyvää häiriö- ja onnettomuuspotentiaalia rajoittavat seuraa-vat seikat:

• polttoainetta käsitellään pieniä määriä kerrallaan, etäkäyttöisesti javerraten yksinkertaisin menetelmin

• käsittelytiloissa ei tarvita suuria lämpötiloja tai ylipaineita eikä mer-kittäviä määriä palavia tai räjähtäviä aineita

• laitoksen järjestelmät on suunniteltu niin, ettei pääse syntymään polt-toainekeskittymiä, joissa voisi syntyä hallitsematon ketjureaktio.

Posiva Oy:n suunnittelemasta käytetyn ydinpolttoaineen kapselointi- jaloppusijoituslaitoksesta tehty turvallisuustarkastelu vahvistaa käsitystälaitoksen turvallisuudesta. Sen mukaan laitoksen normaalikäytöstä taiodotettavissa olevista käyttöhäiriöistä ei pääse ympäristöön käytännöl-lisesti katsoen lainkaan radioaktiivisia aineita. Mahdollisina pidettä-vistä onnettomuustilanteista, joiden arvioidaan sattuvan harvemmin kuinkerran laitoksen käyttöiän aikana, aiheutuva suurin yksilökohtainen sä-teilyannos laitoksen ympäristön väestölle jäisi analyysien mukaan hyväl-lä varmuudella alle valtioneuvoston päätöksessä asetetun raja-arvon1 mSv.

Loppusijoitus tarkoittaa jätteiden sijoittamista pysyväksi tarkoitetullatavalla. Asiasta käydyssä eettisessä keskustelussa on kuitenkin tuotuesiin, että jotain ennakoimatonta kehityskulkua ajatellen olisi suotavaasäilyttää ainakin periaatteellinen mahdollisuus poistaa jätteet loppusi-joitustiloistaan. Myös valtioneuvoston vuonna 1999 tekemään päätök-seen käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituksen turvallisuudesta sisäl-tyy tätä tarkoittava palautettavuusvaatimus. Posiva Oy:n teettämän sel-vityksen mukaan jätekapselien poistaminen loppusijoitustiloista onnykytekniikkaa käyttäen mahdollista niin kauan, kun kapselit ovat säi-lyneet tiiviinä.

Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen suunniteltu elinkaari on esitetty taulu-kossa 7.7. Hankkeen kokonaiskustannuksiksi arvioidaan 800 miljoonaaeuroa, mikäli loppusijoitetaan polttoainemäärä, joka kertyy nykyisten nel-jän voimalaitosyksikön 40 vuoden käytöstä.

299

YDINTURVALLISUUS

Kallioperä ja pohjavesi

Geologisessa loppusijoituksessa käytetty polttoaine pakataan tiiviisiin jakestäviin jätekapseleihin, jotka eristetään riittävän pitkäksi aikaa elolli-sesta luonnosta sijoittamalla ne syvälle kallioperään. Kallioperän tehtä-vänä on tarjota jätekapselien ja muiden teknisten vapautumisesteidenkestävyyden kannalta suotuisat ympäristöolosuhteet sekä hidastaa ra-dionuklidien pääsyä elolliseen luontoon mahdollisesti vioittuneista jä-tekapseleista. Tärkeimpinä kallioperän ominaisuuksina loppusijoituk-sen kannalta voidaan pitää vakautta kallioliikuntojen suhteen, kestä-vyyttä kuluttavia tekijöitä vastaan, suotuisia pohjavesiolosuhteita sekäkalliomekaanista rakennettavuutta ja pysyvyyttä. Loppusijoituspaikankallioperällä ei tulisi olla hyödyntämiskelpoisia luonnonvaroja tai mui-ta ominaispiirteitä, jotka voisivat houkutella ihmisen tunkeutumaan lop-pusijoitustiloihin.

Korkea-aktiivisia jätteitä on suunniteltu loppusijoitettavan erityyppisiingeologisiin muodostumiin eri puolilla maailmaa (taulukko 7.6). Suomes-sa kiteinen kallioperä on käytännössä ainoa kyseeseen tuleva geologinenympäristö, johon jätteet voitaisiin loppusijoittaa.

Suomen peruskallio kuuluu Pohjois- ja Itä-Euroopan tektonisesti rau-halliseen peruskallioalueeseen eli Fennosarmatian kratoniin, joka onyksi Euraasian mantereen vanhimmista osista. Valtaosa kratonista onhautautunut paksujen, kerrostumalla syntyneiden sedimenttien alle jase on paljastuneena ainoastaan Fennoskandian ja Ukrainan kilpien alu-

�������������

������� ���

0::.�0:.:

����������

7�����*'�����*������*'��������'�����*�����������9 �����*����������*�������������� ���������*� ���������?*������*�������*��� ��� ���)*������*'����������*����������� ������'���*��*��� �����*��'������������((�����*��'����'��*����9�������?

;������&������*�� �����*� �����������*��� �����?*7����������������*� ��������)���� ��*���������*��*'���������*��'����'����*�������������*������������������ ���* �����) �� ����������)*��������*��* (��������*����������������?

;������&������*�� �����* �(��9����*��� �����?*7�(���(�*(���������������* ������������*�������������������*����������*����*3:*���� �������A'����* �������������?-����������������������*���������*�����*����*�� ��* ��*�������*��(������*��*���������?-������������'������* ����*������*���������������'����*�����������?

-�������������������*����(��(�*��� �����*�('� �(���*�������*��� ������������������?7�� �*�����������*�����*���������)*�����������*�������������*� ���� ���*���������*����*������������?*�������*��� ������*'��*��������*'�����)*�����*��� ����'����������������*��������*�������*��� �'��'�����*��*���������*����������'�����*������������ ��?

�������� ���

0:.:�0:0:

����������� ���

0:0:�

������� ���

�� ���������*0:5:�

TTTTTAULUKKO 7.7 Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen elinkaariAULUKKO 7.7 Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen elinkaariAULUKKO 7.7 Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen elinkaariAULUKKO 7.7 Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen elinkaariAULUKKO 7.7 Posiva Oy:n loppusijoitushankkeen elinkaari

300

eella. Fennoskandian kallioperän prekambriset vuorijonot ovat tasoittu-neet jo aikoja sitten, ja kallioperä on rikkoutunut lukuisten ruhje- ja rako-vyöhykkeiden mosaiikiksi.

Geologisen kartoituksen ja tutkimuksen perusteella kallioperästämme ontunnistettu sekä iältään että kivilajeiltaan erilaisia osia (kuva 7.11). Gra-niittisten kivilajien osuus on noin 53 prosenttia ja migmatiittisten osuusnoin 22 prosenttia. Loput koostuvat lähinnä emäksistä magmakivistä, lius-keista, kvartsiiteista ja sedimenttikivilajeista. Kivilajimme sisältävät luon-

7���� ���� *0�:��6�6����00�0�:�5*6�*$�:�0�:�5��)�0�:�5*6�*� ��.�$��..����$.���"�� �$��*"�� �.����6��9<&5�$���"�� �$��*"�� ��..�6��9 ���"�� �$��*"�� �.����6�7�����$0�..�*6�* �" �.��..��7�����$0�..���.�:�0�� �$��*0�:��6�6�-�)� *"�� ���..�:9<&90�> ��$$�65*6�*"�������.�:�0� ��..�6�*6�* �.�$��� � ..�657:��.$��..��*6�*��$0��.�7����$� $.���$���.���.�:�0�� �$��*0�:��6�6�!�0���$��*:�&��50�:�5!�0���$��*"�� �.����6�*6�*" ��$$�65

KUVA 7.11. Suomen geologinen karttaKUVA 7.11. Suomen geologinen karttaKUVA 7.11. Suomen geologinen karttaKUVA 7.11. Suomen geologinen karttaKUVA 7.11. Suomen geologinen kartta

Kallioperän kehityksen tärkeimpiä tapahtumia ovat olleet vuorijonomuodostukset 2800–2700ja 1900–1800 miljoonaa vuotta (Ma) sitten, jolloin suurin osa kivilajeistamme muodostui.Maan pohjois- ja itäosat kuuluvat 3100–2500 Ma ikäiseen arkeeiseen ja etelä- ja keskiosat1930–1800 Ma ikäiseen varhaisproterotsooiseen kallioperään. Vain pieni osa koko kallio-perästämme on tätä nuorempaa, näistä muodostumista merkittävimmät ovat Etelä-Suomenrapakivigraniitit. (Lähde: Geologian tutkimuskeskus, www.gtk.fi; karttaa yksinkertaistettu)

301

YDINTURVALLISUUS

nostaan radioaktiivisia alkuaineita, kuten uraania, thoriumia ja kaliumia.Erityisesti Viipurin ja Ahvenanmaan rapakivigraniittialueet erottuvat voi-makkaasti säteilevinä.

Fennoskandian kallioperä on aikojen kuluessa kulkeutunut mannerliikun-tojen mukana monien leveysasteiden kautta ja kokenut useita jääkausia.Pohjois-Euroopan viimeisin jääkausi, Veiksel-jäätiköityminen muovasimaaperämme lähes kokonaan uusiksi ja jätti omat jälkensä kallioperäänaiheuttaen myös maanjäristyksiä ja siirroksia lähinnä kallioperän van-hoihin heikkousvyöhykkeisiin. Seuraava jäätiköityminen tulee ilmastoen-nusteiden mukaan peittämään eteläisimmän Suomen 20 000–60 000vuoden kuluttua. Sitä mahdollisesti edeltää maankamaran pitkäaikainenikiroutaantuminen.

Fennoskandian kilven alue on nykyisin seismisesti yksi maailman hiljai-simmista alueista. Tosin kallioperän hiertosaumoissa saatetaan vielä ny-kyäänkin tavata heikkoa aktiivisuutta. Mannerlaatojen etääntyminen toi-sistaan Keski-Atlantin selänteellä aiheuttaa kallioperään jännityksiä, jot-ka purkautuvat olemassa olevia kallioperän heikkousvyöhykkeitä pitkinmaanjäristyksinä. Osasyinä ovat myös viime jääkauden jälkeinen maan-kohoaminen ja paikalliset seismiset ilmiöt. Maankohoamisen pääasialli-sena syynä pidetään maankuoren palautumista takaisin tasapainotilaanmannerjäätikön kuormituksen päätyttyä. Välittömästi jääkauden jälkeenmaankohoamisen on arvioitu olleen jopa useita satoja millimetrejä vuo-dessa. Nykyään maa kohoaa voimakkaimmin Merenkurkun seudulla, noinyhdeksän millimetriä vuodessa.

Kallioperässä tapahtuu jatkuvasti erilaisia ilmiöitä, kuten rapautumista,hidastuvaa maankohoamista ja pohjaveden liikettä. Koska pohjavedenpinta Suomessa on yleensä varsin lähellä maanpintaa, kallioperään sijoi-tetut jätepakkaukset joutuvat väistämättä kosketuksiin pohjaveden kans-sa. Pohjaveden virtaus muodostaa käytännössä ainoan tavan, jolla jäte-kapseleista ulospäässeet radionuklidit voivat kulkeutua elinympäristöön.Radionuklidit voivat veden virtauksen mukana tapahtuvan kulkeutumi-sen, advektion, lisäksi liikkua kalliossa vähäisemmässä määrin myös dif-fuusion vaikutuksesta. Useimmat radionuklidit kulkeutuvat huomattavastihitaammin kuin pohjaveden virtaus, koska ne pidättyvät kallioon.

Kalliossa olevan veden liikkeellepanevana voimana on veden paineessaeli potentiaalissa olevat erot kallion eri osien välillä. Paine-erot aiheutu-vat muun muassa maanpinnan topografiasta, epätasaisesta haihdunnastaja sadannasta sekä pohjaveden lämpötilan ja suolaisuuden paikallisten

302

vaihtelujen aiheuttamista tiheyseroista. Karkeasti ottaen pohjaveden va-paa pinta noudattelee maanpinnan topografiaa.

Pohjavesi liikkuu kallion rakoja ja niiden muodostamia verkostoja myö-ten. Syvällä kiinteässä peruskalliossa, eli ympäristössä johon jätekapse-lit aiotaan sijoittaa, ovat pohjaveden virtaamat hyvin pieniä: tyypillisestivähemmän kuin litra vuodessa neliömetrin poikkileikkauspintaa kohti.Pohjavesi virtaakin valtaosin kalliota harvalti halkovia, vettä hyvin johta-via kalliorakenteita pitkin. Virtausajat syvältä kallioperästä maanpinnal-le voivat vaihdella hyvin paljon, joistakin vuosista tuhansiin vuosiin, lä-hinnä paikallisten potentiaalierojen ja vettä johtavien rakenteiden lähei-syyden määrääminä.

Pitkällä aikavälillä pohjaveden virtaustilanteessa tapahtuu muutoksia. Var-sinkin rannikkoseuduilla maan kohoaminen tulee seuraavien tuhansienvuosien aikana vaikuttamaan pohjaveden virtauskenttiin. Suuret ilmas-tonmuutokset, jotka tapahtuvat kymmenien tuhansien vuosien ajanjaksol-la, aiheuttavat hyvin suuria muutoksia. Ikiroutavaiheessa ja jäätikkövai-heessa pohjavettä virtaa pääasiassa suuria ruhjevyöhykkeitä pitkin jää-tyneen maan alla, kun taas muu pohjavesi on lähes liikkumatonta.Jäätiköiden sulamisvaiheessa pohjaveden virtaamat voivat kasvaa hyvinpaljon, jopa satakertaisiksi nykyisistä.

Pohjavesi virtaa kallioperässä eri mittakaavaisissa ja hyvin monimutkai-sissa rakenteissa. Kuvassa 7.12 on havainnollistettu pohjaveden virtauk-sen analysointia. Tärkeimmät kokeellisesti määritettävät parametrit ovatpohjaveden painekorkeudet ja kalliorakenteiden vedenjohtavuusominai-suudet.

Myös pohjaveden kemialliset ominaisuudet ovat tärkeitä ydinjätteideneristämisen kannalta. Ne voivat vaikuttaa vapautumisesteinä käytettävi-en materiaalien syöpymiseen ja rapautumiseen sekä radioaktiivisten ai-neiden liukoisuus- ja pidättymisominaisuuksiin. Syvällä maamme kallio-perässä pohjavesi on yleensä pelkistävää eli vailla vapaata happea, mikäon loppusijoituksen turvallisuuden kannalta ratkaisevan tärkeä seikka.

Sisämaassa on syvällä kalliossa virtaava pohjavesi yleensä makeata, kuntaas liikkumattomassa pohjavedessä suolapitoisuus voi olla verraten kor-kea. Rannikolla kallion pintaosien vesi on makeata, syvemmällä se vai-hettuu murtovedeksi ja vielä syvemmällä suolaiseksi pohjavedeksi, jossakloridipitoisuus voi olla grammoja litrassa. Kuvassa 7.13 on esitetty näyt-teenottoihin perustuva tulkinta Olkiluodon pohjaveden kemiasta. Pohja-

303

YDINTURVALLISUUS

veden evoluutiotulkintojen avulla saadaan arvioita pohjaveden iästä javiipymäajoista ja siten niitä voidaan käyttää pohjaveden virtauslaskelmi-en tukena.

Pohjaveden virtauksen vaihtelujen myötä tulevat ilmastonmuutokset vai-kuttavat myös pohjaveden kemiaan. Ikiroutavaiheessa pohjaveden voidaanolettaa muuttuvan hyvin suolaiseksi, kun taas jäätiköiden sulamisvaiheessavarsin ioniköyhä vesi pääsee tunkeutumaan syvälle kallioperään.

Loppusijoituspaikan valinta

Korkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoituspaikan valinnalle ei ole esi-tetty korkean tason kansainvälisiä suosituksia ja eri maissa sovelletutvalintamenettelyt poikkeavat toisistaan huomattavasti. Yleensä kuitenkinsijoituspaikan valintaan sisältyvät seuraavat vaiheet:

;*��*0

!���� � * ��

��.0� �$)��0� * ��

-�))�$�6��.�$.��

��0��� ��65.�0�)$�� �..�0��:�$$�

;*��*

;*�+�*0

KUVA 7.12 Esimerkki pohjavedenKUVA 7.12 Esimerkki pohjavedenKUVA 7.12 Esimerkki pohjavedenKUVA 7.12 Esimerkki pohjavedenKUVA 7.12 Esimerkki pohjavedenvirtaussysteemin analysoinnistavirtaussysteemin analysoinnistavirtaussysteemin analysoinnistavirtaussysteemin analysoinnistavirtaussysteemin analysoinnistaydinjätetutkimuksessaydinjätetutkimuksessaydinjätetutkimuksessaydinjätetutkimuksessaydinjätetutkimuksessa

Rakoillut kallio oletetaan huokoiseksi väli-aineeksi, jota halkovat tasomaiset ruhjeetja muut vettä hyvin johtavat rakenteet.Analyysi lähtee alueellisen virtauskentänlaskemisesta, josta määräytyvät reuna-ehdot sijoituspaikan mittakaavan pohja-veden virtauslaskelmalle. Tämän tulok-sia käytetään puolestaan hyväksi jäte-kapselin mittakaavaisessa rakoverkko-analyysissä.

304

• alueseulonta suppean tutkimusaluejoukon valitsemiseksi

• tutkimusalueiden karakterisointi etupäässä maan pinnalta tehtävin tut-kimuksin

• sijoituspaikan alustava valinta

• sijoituspaikan soveltuvuuden varmistaminen muun muassa maanalai-sessa tutkimustilassa tehtävin tutkimuksin.

Valtioneuvosto teki vuonna 1983 periaatepäätöksen, jossa asetettiin vuo-si 2000 tavoitteeksi sijoituspaikan valinnalle ja Teollisuuden Voima Oykäynnisti välittömästi tätä koskevan ohjelman, jonka eri vaiheet on esi-tetty kuvassa 7.14. Geologisten ja ympäristöllisten seikkojen lisäksi tut-kimusalueiden ja sijoituspaikan valinnassa painottuivat maanomistusolotja kuntalaisten asenteet. Näin ei ole pelkästään Suomessa, vaan useissa

KUVA 7.13 Olkiluodon pohjavesisysteemin tulkintaKUVA 7.13 Olkiluodon pohjavesisysteemin tulkintaKUVA 7.13 Olkiluodon pohjavesisysteemin tulkintaKUVA 7.13 Olkiluodon pohjavesisysteemin tulkintaKUVA 7.13 Olkiluodon pohjavesisysteemin tulkinta

Mittakaava on noin kilometri vaaka- ja pystysuunnassa. Kuvassa näkyy kairanreikiä, joistaon otettu pohjavesinäytteitä. Ruhjevyöhykkeet on esitetty katkoviivoin. Syvimpänä on suo-laista pohjavettä, ylimpänä makeaa vettä ja välillä murtovettä.

�/�.:

.="*C*�=)5A�=)=

.="*C*�05).A�05)=

7�*=������������ ������

.="*C*�.6)/A�.3)2

8��&�� ��������� ������

8(����������������

�����&������

7�*. �&?*������* ������.="*C*�06G

��%�%��%�%����

��%�%��%�%��

��%�%��

��%�%��%�%��

��%�%��%�%��

��5*��?*H**�&?*"*�I��

7�������������������

.="*C*�=3)4A�=3)=

8(����������������

�0.

7�*07�*5

7����������� ��������.="*C*�6G

.="*C*�.5)0A�.5)3

��5*��?*H*"�5*�I��.="*C*�5=G

.="*C*�.3):A�.3)5

�.4�./�0:�03

7�*2

305

YDINTURVALLISUUS

muissakin maissa varsinkin paikallisen hyväksynnän saaminen on olluttärkeä seikka sijoituspaikan valintaprosessissa.

Teollisuuden Voima Oy:n ja Imatran Voima Oy:n ryhdyttyä yhteistyöhönloppusijoituksen valmistelussa Posiva Oy jatkoi sijoituspaikkatutkimuk-sia ja ne aloitettiin myös Loviisan Hästholmenilla. Vuonna 1999 PosivaOy julkaisi ympäristövaikutusten arviointiselostuksen, johon sisältyi nel-jä tutkimusaluetta (Eurajoen Olkiluoto, Kuhmon Romuvaara, LoviisanHästholmen, ja Äänekosken Kivetty), mutta samaan aikaan jätetty val-tioneuvoston periaatepäätöshakemus koski yksinomaan Olkiluotoa.

Periaatepäätöstä koskevassa alustavassa turvallisuusarviossaan STUK to-tesi, että siihenastisten tutkimusten perusteella Olkiluodon voidaan kat-soa soveltuvan loppusijoituspaikaksi. Vuonna 2000 Eurajoen kunta puol-si periaatepäätöshakemusta ja samana vuonna valtioneuvosto teki peri-aatepäätöksen. Eduskunta vahvisti sen vuonna 2001.

��.0� �$������ *$��� .���(�+��(�

!�$.�:�.)��00�.�.0� �0$�.��(�+����

80$�.9�$0�&.��$�.)��00�.�.0� �0$�.����+����

�9�9 $� �

7�& �

?5 �0�$0�

���:�

%���6�0�

?5 �0�$0�

%���6�0�

7�& �

-�:��$�

8�*���* �&���$.�.�.0� �$���..�

KUVA 7.14 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikan valintaprosessin eteneminenKUVA 7.14 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikan valintaprosessin eteneminenKUVA 7.14 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikan valintaprosessin eteneminenKUVA 7.14 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikan valintaprosessin eteneminenKUVA 7.14 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikan valintaprosessin eteneminen

Alueseulonnassa valittiin geologisten karttatulkintojen, maastokäyntien ja ympäristöllistenseikkojen perusteella noin 100 mahdollista tutkimusaluetta. Näistä viidellä toteutettiin alusta-vat sijoituspaikkatutkimukset, joihin sisältyi muun muassa syväkairauksia ja tutkimuksiakairanrei’issä. Kolme näistä alueista valittiin yksityiskohtaisiin sijoituspaikkatutkimuksiin jamyöhemmin vastaavat tutkimukset aloitettiin myös Loviisan voimalaitosalueella.

306

Ennen rakentamislupavaihetta Posiva Oy aikoo rakentaa Olkiluotoonmaanalaisen tutkimustilan ja toteuttaa siellä laajan tutkimusohjelman,jolla pyritään varmistamaan sijoituspaikan soveltuvuus.

Loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuus

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuus pe-rustuu niin sanottuun moniesteperiaatteeseen, eli teknisten ja luonnol-listen vapautumisesteiden tarjoamaan eristykseen. Teknisiä vapautu-misesteitä ovat:

• tiivis, syöpymistä ja mekaanista rasitusta kestävä kapseli, johon polt-toaineniput suljetaan

• niukkaliukoinen polttoainematriisi, johon suurin osa radioaktiivisia ai-neita on sitoutunut

• radioaktiivisten aineiden liukenemista ja kulkeutumista rajoittavat ke-mialliset olosuhteet jätekapselien ympäristössä

• jätekapselit kallioperästä eristävä, vähäisiä kallioliikuntoja myötääväväliaine

• täyteaineet ja sulkurakenteet, jotka rajoittavat radioaktiivisten ainei-den kulkeutumista louhittujen tilojen kautta.

Luonnollisia vapautumisesteitä ovat:

• sijoitustiloja ympäröivä tiivis kallio, joka rajoittaa pohjaveden virtaa-maa jätekapselien ympäristössä

• sijoituspaikan kallioperä, jossa vähäinen pohjaveden virtaus, pelkistä-vä ja muutoinkin suotuisa pohjavesikemia sekä pohjaveteen liuennei-den aineiden kiinnittyminen kiveen rajoittavat radioaktiivisten ainei-den liikkuvuutta

• kallioperän tarjoama suoja luonnonilmiöitä ja ihmisen toimia vastaan.

Loppusijoituksen turvallisuutta arvioitaessa tarkastellaan loppusijoitet-tuihin jätteisiin sisältyvien radioaktiivisten aineiden käyttäytymistä edel-lä kuvatussa moniestejärjestelmässä. Käytetyn ydinpolttoaineen radio-

307

YDINTURVALLISUUS

nuklidi-inventaari on esitetty kuvassa 7.15. Nähdään, että pitkäaikaistur-vallisuuden kannalta huomionarvoisia radionuklideja on parikymmentä,ja muutamilla niistä on jopa miljoonien vuosien mittainen elinikä. Käyte-tyn ydinpolttoaineen kokonaisaktiivisuus vähenee kuitenkin noin 200 000vuoden kuluessa alle sen uraanimalmin aktiivisuuden, josta kyseinenpolttoaine-erä on valmistettu. Tämän ajanjakson jälkeen kallioperäänsijoitetusta käytetystä polttoaineesta ei enää aiheudu vaaraa, joka poik-keaisi olennaisesti luonnon omien radioaktiivisten aineiden säteilyvai-kutuksista.

Analyysit osoittavat, että loppusijoitusjärjestelmän eristyskyky vaihteleehyvin paljon radionuklidin mukaan. Useimmat vapautumisesteistä näyt-täisivät estävän varsin tehokkaasti transuraaneja sekä osaa fissio- ja ak-tivoitumistuotteista kulkeutumasta. Toisaalta osa pitkäikäisistä fissio- jaaktivoitumistuotteista on polttoaineessa helposti vapautuvassa muodos-sa, niillä on suuri liukoisuus ja ne pidättyvät heikosti loppusijoitusjärjes-telmän materiaaleihin. Viimeksi mainittujen radionuklidien aktiivisuus-osuus käytetyn polttoaineen kokonaisaktiivisuudesta on kuitenkin hyvinvähäinen, joten kokonaisuutena katsoen moniestejärjestelmän voidaankatsoa tarjoavan luotettavan eristyksen, mikäli vapautumisesteet toimi-vat suunnitellusti.

!0.��:�$��$*@>2A1.'

!�0�*@:��..�B

��(

���

��

���

���

���

���

���

���

��+�

��+���� ��� ��� ��� ��� �� ��� ��(

��+���

�$+�����+��

��+��(

��+���

! +���

��+���

! +���

��+��

�)+���

�+�� �$+���

'+�� '+��(#+���

'+���

�&+���

��+�� ��+���

8&.�� $5

���

KUVA 7.15. Kevytvesireak-KUVA 7.15. Kevytvesireak-KUVA 7.15. Kevytvesireak-KUVA 7.15. Kevytvesireak-KUVA 7.15. Kevytvesireak-torin käytettyyn ydinpoltto-torin käytettyyn ydinpoltto-torin käytettyyn ydinpoltto-torin käytettyyn ydinpoltto-torin käytettyyn ydinpoltto-aineeseen sisältyvienaineeseen sisältyvienaineeseen sisältyvienaineeseen sisältyvienaineeseen sisältyvienradionuklidienradionuklidienradionuklidienradionuklidienradionuklidien aktiivisuusaktiivisuusaktiivisuusaktiivisuusaktiivisuusjäähtymisajanjäähtymisajanjäähtymisajanjäähtymisajanjäähtymisajan funktionafunktionafunktionafunktionafunktiona

Polttoaineen poisto-palamaksi on oletettu36 MWd/kgU.

308

Loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuuden arviointi kootaan niin sano-tuksi turvallisuusanalyysiksi, joka käsittää yleensä seuraavat osat:

• loppusijoitusjärjestelmän (jätekapselit, täyteaineet ja -rakenteet, lou-hitut tilat, ympäröivä kallioperä ja pohjavesi sekä loppusijoituspaikka)kuvaus ja vapautumisesteiden määrittely

• mahdollisten kehityskulkujen määrittely, eli kuvaukset loppusijoitus-järjestelmän sisäisten prosessien ja siihen kohdistuvien ulkoisten ilmi-öiden ja tapahtumien (esimerkiksi kallioliikunnot, ilmastonmuutokset,ihmisen toiminta) vaikutuksista

• loppusijoitusjärjestelmän käyttäytymistä sekä radionuklidien vapau-tumista ja kulkeutumista kuvaavien konseptuaalisten ja matemaat-tisten mallien laadinta ja niissä tarvittavien lähtötietojen määrittä-minen

• loppusijoitettavasta jätteestä vapautumisesteiden läpi elinympäristöönvapautuvien radioaktiivisten aineiden määrien ja niistä aiheutuvien sä-teilyannosten analysointi

• epätodennäköisistä tapahtumista aiheutuvien aktiivisuuspäästöjen, sä-teilyannosten ja niiden todennäköisyyksien arviointi (mikäli mahdol-lista)

• epävarmuus- ja herkkyysanalyysit sekä täydentävät tarkastelut sellais-ten kehityskulkujen huomioonottamiseksi, joiden suoranainen kvanti-tatiivinen analysointi ei ole mahdollista

• analyysien tulosten vertaaminen turvallisuusvaatimuksiin ja johtopää-tösten teko.

Viime vuosina on laadittu useita seikkaperäisiä turvallisuusanalyysejäkorkea-aktiivisten ydinjätteiden loppusijoituksen turvallisuudesta. Niistävoidaan mainita Posiva Oy:n periaatepäätöshakemusta varten laadittuTILA-99 -analyysi ja Ruotsin SKB:n laatima SR-97 -analyysi.

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuusvaa-timukset sisältyvät valtioneuvoston vuonna 1999 tekemään päätökseenja STUKin sitä tarkentavaan ohjeeseen. Säteilyturvallisuuden kriteerik-si niissä asetetaan yksilön enimmäisannos 0,1 mSv vuodessa ensim-mäisten tuhansien vuosien ajanjaksolle. Pitemmillä ajanjaksoilla, joihin

309

YDINTURVALLISUUS

liittyy suuria ilmastomuutoksia, säteilyturvallisuuskriteerinä on kallio-perästä biosfääriin vapautuvien aktiivisuusmäärien raja-arvot.

Laaditut turvallisuusanalyysit ovat vahvistaneet käsitystä, että geologi-sen loppusijoituksen moniestejärjestelmä tarjoaa, toimiessaan suunnitel-lulla tavalla, hyvin tehokkaan eristyksen korkea-aktiivisille ydinjätteille.Loppusijoitettuja radioaktiivisia aineita ei pääsisi elinympäristöön ennenkuin satojen tuhansien vuosien päästä ja niistä aiheutuvat säteilyannoksetjäisivät hyvin pieniksi asetettuihin annosrajoituksiin tai luonnon radioak-tiivista aineista aiheutuvaan säteilyaltistukseen verrattuna.

On kuitenkin varauduttava siihen, että valmistusvikojen, määritysvir-heiden, satunnaisvaihtelujen tai ennakoimattomien geologisten muu-toksien vuoksi kaikkien vapautumisesteiden toimintakyky ei täysin vas-taa suunnittelutavoitteita. Tällaisten tilanteiden vaikutusta turvallisuu-teen on selvitetty epävarmuus- ja herkkyysanalyyseillä. Analyysit ovatosoittaneet KBS-tyyppisen moniestejärjestelmän varsin haavoittumat-tomaksi: esimerkiksi yhden vapautumisesteen olennainen heikkenemi-nen ei lisäisi ratkaisevasti loppusijoituksesta aiheutuvaa säteilyaltis-tusta. Myöskään usean vapautumisesteen samanaikainen heikkenemi-nen, jonka voisi aiheuttaa esimerkiksi lukuisia jätekapseleja rikkovakallioliikunto, ei näyttäisi johtavan vakavaan ympäristöonnettomuuteen,vaan suurimmat säteilyannokset olisivat samaa suuruusluokkaa kuinluonnon taustasäteilystä aiheutuvat.

Turvallisuustutkimukset

Loppusijoituksen turvallisuuden osoittaminen edellyttää laajaa ja pitkä-kestoista tutkimus- ja kehitystyötä. Tutkimuksia ja testauksia tarvitaanloppusijoitusjärjestelmään kuuluvien vapautumisesteiden toimintakyvynvarmistamiseksi sekä turvallisuusanalyyseissä käytettävien parametri-arvojen, oletusten ja konseptuaalisten mallien määrittämiseksi. Tutkimus-ten luonne vaihtelee laboratoriomäärityksistä geologisissa muodostumis-sa tehtäviin suurimittaisiin kokeisiin.

Laboratoriotutkimuksissa pääpaino on teknisten vapautumisesteiden ma-teriaaliominaisuuksien määrityksissä sekä vapautumisesteiden, radioak-tiivisten aineiden ja pohjaveden välisten vuorovaikutusten tutkimisessa.Esimerkiksi KBS-loppusijoitusjärjestelmässä ovat polttoaineen uraanidi-oksidimatriisi, kuparikapseli ja bentoniitti turvallisuuden kannalta tärkei-tä materiaaleja.

310

Geologisten tutkimusten osalta ovat nykyisin avainasemassa maanalai-sissa tutkimustiloissa tehtävät kokeet, jotka ovat useissa tapauksissa kan-sainvälisiä yhteishankkeita. Taulukko 7.8 sisältää yhteenvedon kalliola-boratorioista ja niissä tehtävien tutkimusten päätavoitteista.

Tärkeä geologisen loppusijoituksen turvallisuuteen liittyvien kokeellistentutkimusten haara on niin sanotut luonnonanalogiatutkimukset, joiden avul-la voidaan arvioida muun muassa turvallisuusanalyyseissä sovellettujenoletusten ja konseptuaalisten mallien paikkansapitävyyttä. Luonnonana-logioiden avulla voidaan tehdä havaintoja erityisesti hyvin hitaasti etene-vistä vuorovaikutuksista, joiden havainnointi joitakin vuosia kestävissäkokeissa ei ole mahdollista. Taulukossa 7.9 on kuvattu tällaisia luonnon-analogiatutkimuksia.

������ �,$����� �$�%�� � ��$�� ������*���

��,*2�"����$.� � *$�:� ;*���*

� ��$�� ��%��� �*�� ��

C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@����� �0���� *0�0��.� � � ,*$�:� * �.������� � ��$����.,* �0������"��B

C -�))�$�6��.�$.��6� *��0� �$.�0 ��0� *0�&�.9$

C 7��� *.�.0� �$ � �.� �� *6�*0�����0� �$.�0 ��0� *0�&�.9$C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@����� �0���� *0�0��.� � � ,*65 �.9$.��,

��&� .�&5���<.,*0�&� �� *5 )<.�� *:��0�.�0$�.B

C ��6��.�$)��0�0$�*$�:�.�:���� *:�� �$.� � � C -�))�$�6��.�$.�0 ��0� *0�&�.9$*@��0� �$.�0 ��00�,*65.�0�)$����� *)���.�..�:��$BC ��:�0�:� * �.������� � ��$��0$�� * 55��..5 � �

C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@"��&9����"��,*����� �0���� *0�0��.� � � B

C -�))�$�6��.�$.�0 ��0� *.�$.��$*@��0� �$.�0 ��00�,*.59.��� ��.*6�*$�0���0� .��.,65.�0�)$��� *)���.�..�:��$B

-��*��*2� �.7� ���>�� ��..����+���*

2���,*�� $0���:�0�:����+���*

?$)<,*���.$�>�� ��..� ;*���*

>����� ,*��0$�4����$��� ;*���*

C ��6��.�$)��0�0$�*$�:�.�:���� *:�� �$.� � � C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@&9���"���"��,*$��� *

�.������� � ��$����.B

C 7��� *.�.0� �$ � �.� �� *0�&�.9$C -�))�$�6��.�$.�0 ��0� *.�$.��$*@�� .� ��..�0��BC >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@����� �0���� *0�0��.� � � ,* 0�0$�3��$�:��.��0$�.,*��&� .�&5���<.B

C 7��� *.�.0� �$ � �.� �� *0�&�.9$C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@&9���"���"��,*����� �0���� *

0�0��.� � � ,*$�:�0�:� * �.������� � ��$����.B

C ��6��.�$)��0�0$�*$�:�.�:���� *:�� �$.� � � C >���"�$.� *)��$�$$�� *9 5�.5 � � *@����� �0���� *0�0��.� � � ,*

"��&9����"��,*0�&� �� *5 )<.�� *:��0�.�0$�.B

>�� $�,*�:��.$�>�� ��..����*

�� .*�����,*�:��.$���:�0�:����*

8����*��� .�� '�!��&0�0�:����*

TTTTTAULUKKO 7.8. Nykyiset kalliolaboratoriohankkeet ja niissä tehtävät tutkimuksetAULUKKO 7.8. Nykyiset kalliolaboratoriohankkeet ja niissä tehtävät tutkimuksetAULUKKO 7.8. Nykyiset kalliolaboratoriohankkeet ja niissä tehtävät tutkimuksetAULUKKO 7.8. Nykyiset kalliolaboratoriohankkeet ja niissä tehtävät tutkimuksetAULUKKO 7.8. Nykyiset kalliolaboratoriohankkeet ja niissä tehtävät tutkimukset

311

YDINTURVALLISUUS

7.5 Radioaktiivisten aineiden kuljetukset

Kuljetustarve

Radioaktiivisia aineita kuljetetaan sairaaloiden, teollisuuden ja tutkimus-laitosten käyttöön sekä ydinvoimalaitosten polttoaine- ja ydinjätehuol-toon liittyen. Radioaktiivisten aineiden kuljetukset ovat verraten yleisiä:maailmassa vuosittain muutama kymmenen miljoonaa lähetystä ja Suo-messakin parikymmentätuhatta vuodessa. Näistä on kaikkiaan vain pariprosenttia ydinpolttoaineen ja ydinjätteiden kuljetuksia.

Radioaktiivisia aineita kuljetetaan autoilla, junilla, laivoilla ja lentoko-neilla. Suurin osa radioaktiivisista aineista voidaan kuljettaa tavallisenrahtitavaran tavoin noudattaen vaarallisten aineiden kuljetuksesta an-nettuja määräyksiä. Erityisvarusteltuja ajoneuvoja, junanvaunuja tai lai-voja tarvitaan vain erikoistapauksissa, kuten käytetyn ydinpolttoaineenja yleensä myös ydinjätteiden siirroissa.

-�! ���% �����%��%������ �

�������"��� �"� =0�,*>���

� ��$�� ��%����� .

C ��$$��.��..���� *0�0��.� � � *6�*)��5..9 � �

C '��� ����0$��� *$.������$

C �����99$� *:��0�.�0$�.

C '��� � � ������ *$.������$*6�*��0��$��$

C ��)�.�$+)�0�$.9$)��$�$$�.

C ����� �0���� *0�0��.� � � *0���$$�*6�*$��&� *��..9:5* �� �$

C 7������ *6�*��"�� �$.� *�� ���� *:��0�.�0$�.

C >��0� ���$� * �� �0$� *.�$.�� � �

C 7�)��� *0�����$��� �<.*�� � 9 )5��$.<$$5

C ��� $$�0� �� � *$9<)9 � � * ���$��� � ..�9 )5��$.<$$5

C 2� .� ��.� *� � ��$����.*6�*)�.05��0��$059..59.9 � �

/"��������� �$� !�"�.��*��:��$,*!�$.����

��"��*-�0�,*7� ���,*2��$���

%*2������,*%$)� 6�

�� �..�,*��� �

����$*��*����$

�� �,*/�)� �

-���"������0�� �9�00<5,*��� �

D<� .�,*���.$�

1�� ���� ������0�� ! ����,*%$)� 6�

E9� � ",*'�!

1� ��������0�� ��A��� ,*/���� ��

������ �0$� * ����,*% "� .�

C 4����:��0�.�0$�.*0��0��� 50$�$�$$5*:�$�+0�00�0�:�9 )5��$.<$$5

C 2�.� � *)�.05��0��$$.������� *&�:�� ��$.�$

TTTTTAULUKKO 7.9. Luonnonanalogiatutkimuksia päätavoitteineenAULUKKO 7.9. Luonnonanalogiatutkimuksia päätavoitteineenAULUKKO 7.9. Luonnonanalogiatutkimuksia päätavoitteineenAULUKKO 7.9. Luonnonanalogiatutkimuksia päätavoitteineenAULUKKO 7.9. Luonnonanalogiatutkimuksia päätavoitteineen

312

Suomessa on ydinpolttoaineen ja ydinjätteiden kuljetustarve erityisenvähäinen, koska toiminta on keskitetty kahdelle ydinvoimalaitosalueel-le eikä maassamme ole ydinpolttoaineen hankintaan ja valmistukseentarkoitettuja laitoksia. Loviisan voimalaitokselle on tuotu tuoretta polt-toainetta pääosin Venäjältä rautatie- ja maantiekuljetuksina. Olkiluo-don laitokselle tuodaan tuoretta polttoainetta useimmiten rahtilaivallaRuotsista tai muualta Euroopasta. Käytettyä ydinpolttoainetta vietiinvuoden 1996 loppuun asti Loviisan voimalaitokselta Venäjälle maan-tie-rautatiekuljetuksena.

Merkittävin tulevaisuudessa nähtävissä oleva kuljetustarve maassammeon käytetyn ydinpolttoaineen siirto välivarastosta kapselointi- ja loppusi-joituslaitokseen. Jos tämä laitos rakennetaan Olkiluotoon, olisi käytettypolttoaine Loviisasta siirrettävä sinne. Periaatteessa tämä voidaan tehdämaantie-, rautatie- tai merikuljetuksena. Näistä viimeksi mainittu on sii-nä mielessä houkuttelevin vaihtoehto, että se tapahtuisi etäällä asutuksis-ta. Esimerkiksi Ruotsissa tehdään vuosittain lukuisia käytetyn ydinpoltto-aineen merikuljetuksia ilman julkista kohua, kun taas Keski-Euroopassavastaavat maakuljetukset ovat herättäneet laajaa vastustusta.

Kuljetuspakkaukset

Radioaktiivisten aineiden kuljetusten turvallisuus varmistetaan ensisijai-sesti kuljetuspakkauksella, joka valitaan radioaktiivisen aineen ominai-suuksien perusteella. Pakkauksella tulee olla muun muassa riittävä tör-mäyskestävyys, paloturvallisuus, säteilysuojaus, lämmönsiirtokyky ja kriit-tisyysturvallisuus.

Radioaktiivisten aineiden kuljetuspakkauksia koskevat vaatimukset onannettu Kansainvälisen Atomienergiajärjestön (IAEA) standardissa. Pak-kauksia on viisi perustyyppiä:

• Peruskolli, joka on tarkoitettu vain hyvin vähäisten radioaktiivisten ai-nemäärien kuljetuksille eikä siten sovellu ydinpolttoaineen tai ydinjät-teiden siirtoihin.

• Teollisuuspakkaukset (tyyppimerkinnät IP–1, IP-2 ja IP-3) on tarkoi-tettu kuljetuksiin, joissa radioaktiivinen aine on jakautuneena suureh-koon tilavuuteen tai kiinnittynyt kuljetettavien esineiden pintaan. Pak-kauksen on kestettävä normaalin kuljetuksen aiheuttamat rasitukset.Tyypillinen pakkaus on teollisuustynnyri.

313

YDINTURVALLISUUS

• A-tyypin pakkaus on tarkoitettu rajoitetulle määrälle radioaktiivisia ai-neita ja se on yleensä suunniteltu tiettyyn käyttötarkoitukseen. A-tyy-pin pakkauksen on kestettävä normaalin kuljetuksen ja vähäisempienonnettomuuksien aiheuttamat rasitukset.

• B-tyypin pakkaukset on tarkoitettu suurille radioaktiivisten aineidenmäärille ja ne on tarkoin suunniteltu kuljetettavalle aineelle. B-tyypinpakkausten on kestettävä vakavien onnettomuuksien aiheuttamat rasi-tukset. Jos pakkaukselta edellytetään vain yhden maan viranomaisenhyväksyntää, käytetään merkintää B(U) (unilateral), kun taas kaikkienkuljetukseen osallistuvien maiden viranomaisten hyväksyntää edelly-tettäessä merkintänä on B(M) (multilateral). Hyväksyntää edeltäämuun muassa pakkauksen täysimittaiset testit, joissa jäljitellään suu-rella nopeudella kiinteään esteeseen tapahtuvan törmäyksen ja tulipa-lon vaikutuksia.

• C-tyypin pakkaus on tarkoitettu sellaisten radioaktiivisten aineiden len-tokuljetukseen, joiden aktiivisuus on suuri ja jotka eivät ole herkästileviävässä muodossa. Pakkaukselle on asetettu hyvin korkea lujuus-vaatimus: sen tulee kestää törmäys peräänantamattomaan esteeseenyli 320 km/h nopeudella.

Teollisuuspakkauksissa voidaan kuljettaa esimerkiksi matala-aktiivisiaydinjätteitä ja uraanimalmirikastetta. Käytettyjä umpilähteitä kuljete-taan useimmiten A-tyypin pakkauksissa. Suomessa käytettävät tuoreenydinpolttoaineen kuljetussäiliöt ovat joko tyyppiä IP-2F, AF tai B(U)F.Symboli F tyyppimerkinnässä tarkoittaa, että pakkaus on hyväksytty fis-siilin aineen kuljetuksiin. Käytetty ydinpolttoaine kuljetetaan B-tyypinsäiliössä. Niiltä edellytetään tehokasta säteilysuojausta ja suurta mekaa-nista lujuutta, minkä seurauksena säiliön paino on luokkaa 100 tonnia(kuva 7.16).

Kuljetusten turvallisuus

Tuore ydinpolttoaine on heikosti säteilevää ja metallivaipan suojaamaakeraamista uraanidioksidia. Se ei liukene veteen eikä siitä edes tulipa-lossa leviä helposti ympäristöön radioaktiivisia hiukkasia. Näiden seik-kojen vuoksi tuoreen ydinpolttoaineen kuljetuksiin ei liity huomattavanympäristöonnettomuuden mahdollisuutta. Säteilyvaaraa merkittävämpiseikka on se, että polttoaine sisältää suuret määrät fissiiliä ainetta, jonkajoutuminen vääriin käsiin on estettävä huolellisesti.

314

Myöskään keski- ja matala-aktiivisten ydinjätteiden kuljetuksiin ei liityvakavan ympäristöonnettomuuden mahdollisuutta, sillä yhdessä kuljetus-erässä olevien radioaktiivisten aineiden kokonaismäärä ei ole kovin suu-ri. Vaikka huomattava osa niistä leviäisi ympäristöön esimerkiksi tulipa-lon seurauksena, jäisi ympäristön saastuminen varsin paikalliseksi.

Käytetyn ydinpolttoaineen aktiivisuus ja säteilyvoimakkuus on hyvinsuuri ja se kehittää lämpöä muutamasta kilowatista muutamaan kym-meneen kilowattiin kuljetuspakkausta kohti. Käytetyn polttoaineen omi-naisuuksien ja sen kuljetuksista laadittujen turvallisuusanalyysien pe-rusteella voidaan tehdä seuraavat yleiset johtopäätökset kuljetusten tur-vallisuudesta:

KUVA 7.16. Loviisan voimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukseenKUVA 7.16. Loviisan voimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukseenKUVA 7.16. Loviisan voimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukseenKUVA 7.16. Loviisan voimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukseenKUVA 7.16. Loviisan voimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukseensoveltuva Castor-VVER-säiliö, johon mahtuu 84 polttoainenippua.soveltuva Castor-VVER-säiliö, johon mahtuu 84 polttoainenippua.soveltuva Castor-VVER-säiliö, johon mahtuu 84 polttoainenippua.soveltuva Castor-VVER-säiliö, johon mahtuu 84 polttoainenippua.soveltuva Castor-VVER-säiliö, johon mahtuu 84 polttoainenippua.

315

YDINTURVALLISUUS

• Kuljetuspakkaus on mitoitettu kestämään suurella turvamarginaalillaajateltavissa olevat kuljetusonnettomuudet. Testein on osoitettava, ettäse kestää tiiviinä törmäyksen peräänantamattomaan esteeseen noin50 km/h nopeudella, tulipalon 800 oC lämpötilassa puolen tunnin ajanja upotuksen 200 metrin syvyyteen tunnin ajaksi.

• Jos kuljetusastia kuitenkin rikkoontuisi pahoin, paljastuneesta polttoai-neesta aiheutuva, huomattavasti kohonneen ulkoisen säteilyn sektoriulottuisi muutaman sadan metrin päähän.

• Käytetty ydinpolttoaine ei liukene veteen, joten kuljetussäiliön rikkoon-tuminen ja polttoaineen joutuminen vesistöön ei ainakaan lyhyellä ai-kavälillä aiheuttaisi merkittävää saastumista.

• Vuosia jäähtyneessä käytetyssä polttoaineessa on hyvin vähän kaasu-maisia radioaktiivisia aineita, joten radioaktiivisia aineita voisi vapau-tua ilmaan huomattavia määriä vain, mikäli kuljetussäiliön rikkoontu-misen lisäksi esimerkiksi tulipalo tai ydinketjureaktio synnyttäisi kor-kean lämpötilan.

Radioaktiivisten aineiden kuljetusten turvallisuustaso on saatujen koke-musten perusteella korkea. Tiettävästi maailmalla ei ole sattunut yhtääntapausta, jossa kuljetettava radioaktiivinen aine olisi aiheuttanut kuole-man tai vakavan terveyshaitan, eikä tapausta, jossa B-tyypin pakkauk-sesta olisi päässyt kuljetusonnettomuuden seurauksena radioaktiivisiaaineita ympäristöön. Vakavin ydinaineiden ja ydinjätteiden kuljetuksissasattunut onnettomuus on ollut uraaniheksafluoridia kuljettaneen Mont Louis-laivan uppoaminen Belgian edustalle vuonna 1984. Kaikki tätä ydin-polttoaineen raaka-ainetta sisältäneet pakkaukset saatiin nostetuksi me-restä eikä merkittäviä määriä radioaktiivisia aineita päässyt mereen.

Radioaktiivisten aineiden kuljetusten viranomaisvalvontaa käsitellään koh-dassa 10.6.

316

KIRJALLISUUTTA

Anttila P et al. Final disposal of spent nuclear fuel in Finnish bedrock -Olkiluoto site report. POSIVA 99-10. Helsinki, 1999.

Euroopan yhteisöjen komissio. Komission tiedonanto ja neljäs kertomusydinjätehuollon nykytilasta ja tulevaisuudennäkymistä Euroopan unionis-sa. KOM (1998) 799. Bryssel, 1999.

Heikka M, Litmanen T, Kaunismaa M. Yhteiskuntatiede Suomen ydinjä-tehuollossa. Asiantuntijanäkemyksiä tutkimuksesta ja tutkimuksen hal-linnoinnista. Jyväskylän yliopiston sosiologian julkaisuja 68/2001. Jy-väskylä 2001.

International Atomic Energy Agency. International basic safety standardsfor protection against ionizing radiation and for the safety of radiationsources. IAEA Safety Series No. 115. Vienna: IAEA, 1996.

International Atomic Energy Agency. The principles of radioactive wastemanagement. IAEA Safety Series No. 111-F. Vienna: IAEA, 1995.

International Atomic Energy Agency. Joint convention on the safety ofspent fuel management and on the safety of radioactive waste manage-ment. IAEA INFCIRC/546. Vienna: IAEA, 1997.

International Atomic Energy Agency. Classification of radioactive waste.IAEA Safety Series No. 111-G-1.1. Vienna: IAEA, 1994.

International Atomic Energy Agency. Regulations for the safe transportof radioactive material. IAEA Safety Series No. ST-1. Vienna: IAEA,1996.

International Commission on Radiation Protection. Radiological protec-tion policy for the disposal of radioactive waste. ICRP Publication 77.Pergamon, 1998.

International Commission on Radiation Protection. Radiation protectionrecommendations as applied to the disposal of long-lived solid radioacti-ve waste. ICRP Publication 81. Pergamon, 2000.

Lehtinen M, Nurmi P, Rämö T (toim.): Suomen kallioperä - 3000 vuosi-miljoonaa. Suomen Geologinen Seura, 1998.

317

YDINTURVALLISUUS

OECD Nuclear Energy Agency. The environmental and ethical basis ofgeological disposal. A collective opinion of the NEA Radioactive WasteManagement Commitee. Paris: OECD, 1995.

OECD Nuclear Energy Agency. Geological disposal of radioactive was-te. Review of developments in the last decade. Paris: OECD, 1999.

OECD Nuclear Energy Agency. Radiological impacts of spent nuclearfuel management options. Paris: OECD, 1999.

OECD Nuclear Energy Agency. Objectives, concepts and strategies forthe management of radioactive waste arising from nuclear power pro-grammes. Paris: OECD, 1997.

OECD Nuclear Energy Agency. Stepwise decision making in Finland forthe disposal of spent nuclear fuel. Workshop preceedings Turku, Finland15-16 November 2001. OECD, Paris, 1999.

OECD Nuclear Energy Agency. Stepwise decision making in Finland forthe disposal of spent nuclear fuel. Workshop proceedings Turku, Finland15–16 November 2001. Paris: OECD, 2002.

Miller W et al., Geological disposal of radioactive wastes & natural ana-logues. Netherlands: Pergamon, 2000.

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitus. Ympäristövaikutusten arviointi-selostus. Helsinki: Posiva Oy, 1999.

Posivas application for a decision in principle concerning a disposl facili-ty for spent nuclear fuel. STUK’s statement and preliminary safety app-raisal. Ruokola E. (ed). STUK-B-YTO 198. Helsinki, 2000.

Rasilainen K (ed.). Nuclear waste management in Finland. Final report ofpublic sector’s research programme JYT 2001 (1997–2001). Ministry ofTrade and Industry Finland, studies and reports 15/2002. Helsinki, 2002.

Svensk Kärnbränslehantering AB. Djupförvar för använt kärnbränsle. SR-97 - Säkerheten efter förslutning. Stockholm: Svensk Kärnbränslekante-ring, 1999.

The scientific and regulatory basis for the geological disposal of radioac-tive waste. Savage, D. (ed). England: Wiley&Sons, 1995.

318

Valtioneuvoston päätös 478/1999 käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoi-tuksen turvallisuudesta. Helsinki, 1999.

Valtioneuvoston päätös 398/1991 ydinvoimalaitosten voimalaitosjättei-den loppusijoituksen turvallisuutta koskevista yleisistä määräyksistä. Hel-sinki, 1999.

Vieno T, Nordman H. Safety assessment of spent fuel disposal in Hästhol-men, Kivetty, Olkiluoto and Romuvaara, TILA-99. POSIVA 99-07. Hel-sinki, 1999.

319

YDINTURVALLISUUS