V T

T

T I

E D

O T

T E

I T

A2 0 8 0

Kari Rasilainen, Vesa Suolanen & Seppo Vuori

Käytetyn ydinpolttoaineen huoltoTurvallisuusanalyyseissa laskettujensäteilyvaikutusten havainnollistaminen

VALTION TEKNILLINEN TUTKIMUSKESKUS ESPOO 2001

V T T T I E D O T T E I T A

VTT TIEDOTTEITA – MEDDELANDEN – RESEARCH NOTES 2080

VALTION TEKNILLINEN TUTKIMUSKESKUSESPOO 2001

Käytetyn ydinpolttoaineenhuolto

Turvallisuusanalyyseissa laskettujensäteilyvaikutusten havainnollistaminen

Kari Rasilainen, Vesa Suolanen & Seppo VuoriVTT Energia

ISBN 951–38–5793–X (nid.)ISSN 1235–0605 (nid.)ISBN 951–38–5794–8 (URL: http://www.inf.vtt.fi/pdf/)ISSN 1455–0865 (URL: http://www.inf.vtt.fi/pdf/)

Copyright © Valtion teknillinen tutkimuskeskus (VTT) 2001

JULKAISIJA – UTGIVARE – PUBLISHER

Valtion teknillinen tutkimuskeskus (VTT), Vuorimiehentie 5, PL 2000, 02044 VTTpuh. vaihde (09) 4561, faksi (09) 456 4374

Statens tekniska forskningscentral (VTT), Bergsmansvägen 5, PB 2000, 02044 VTTtel. växel (09) 4561, fax (09) 456 4374

Technical Research Centre of Finland (VTT), Vuorimiehentie 5, P.O.Box 2000, FIN–02044 VTT, Finlandphone internat. + 358 9 4561, fax + 358 9 456 4374

VTT Energia, Ydinenergia, Tekniikantie 4 C, PL 1604, 02044 VTTpuh. vaihde (09) 4561, faksi (09) 456 5000

VTT Energi, Kärnkraft, Teknikvägen 4 C, PB 1604, 02044 VTTtel. växel (09) 4561, fax (09) 456 5000

VTT Energy, Nuclear Energy, Tekniikantie 4 C, P.O.Box 1604, FIN–02044 VTT, Finlandphone internat. + 358 9 4561, fax + 358 9 456 5000

Toimitus Kerttu Tirronen

Otamedia, Espoo 2001

3

Rasilainen, Kari, Suolanen, Vesa & Vuori, Seppo. Käytetyn ydinpolttoaineen huolto. Turvallisuus-analyyseissa laskettujen säteilyvaikutusten havainnollistaminen. Espoo 2001, Valtion teknillinentutkimuskeskus, VTT Tiedotteita – Meddelanden – Research Notes 2080. 58 s. + liitt. 5 s.

Avainsanat nuclear waste management, spent fuels, repositories, safety analysis, radiation effects,radiation protection, transportation, radiation doses, accidents, failures

TiivistelmäJulkaisussa havainnollistetaan käytetyn ydinpolttoaineen huollon turvallisuusanalyy-seissa laskettuja säteilyvaikutuksia. Kuvaus perustuu suomalaiselle huoltosuunnitel-malle viimeksi tehtyihin turvallisuusanalyyseihin. Ensiksi pohditaan kysymystä, miksisäteilyvaikutusten ymmärtäminen on vaikeaa. Elinympäristömme luontaista radioaktii-visuutta tarkastellaan useasta näkökulmasta, samoin sivutaan ihmisen ja muun eliöstönsopeutumista siihen. Suomalaisissa käytetyn ydinpolttoaineen huollon turvallisuus-analyyseissa laskettuja säteilyvaikutuksia esitellään seikkaperäisesti. Tarkasteltuja huol-lon vaiheita ovat käytetyn ydinpolttoaineen kuljetukset ydinvoimaloista loppusijoitus-paikalle, maanpäällinen loppusijoituslaitos sekä varsinainen loppusijoitus peruskallioonnoin 500 metrin syvyyteen. Kahdessa ensimmäisessä huollon vaiheessa säteilyvaiku-tukset on laskettu sekä työntekijöille että lähiseudun asukkaille. Loppusijoituksen pitkä-aikaisturvallisuuden analyysissa säteilyvaikutukset on laskettu vain lähiseudun asukkai-den eniten altistuneelle ryhmälle. Lopuksi pohditaan sitä, mihin turvallisuusanalyyseissalaskettuja säteilyvaikutuksia tulisi verrata ottaen huomioon säteilyannosten laskennanyleiset epävarmuudet.

4

AlkusanatJulkaisu havainnollistaa käytetyn ydinpolttoaineen huollon turvallisuusanalyyseissalaskettuja säteilyvaikutuksia. Raportti on suunnattu muun muassa niille virka- jaluottamusmiehille, jotka eivät ole suoranaisesti perehtyneet ydinjätehuoltoon eivätkäsen turvallisuuden arvioimisen periaatteisiin, mutta joutuvat tehtävissään tekemisiinydinjätehuollon kanssa esimerkiksi lausunnon antajina. Julkaisu on suoraa jatkoakirjoittajien aiemmille raporteille 'Käytetyn ydinpolttoaineen huolto – Suomalaisensuunnitelman pääpiirteet' (VTT Tiedotteita 1953) ja 'Käytetyn ydinpolttoaineen huolto –Turvallisuuden arvioinnin perusteet' (VTT Tiedotteita 2033).

Koska pyrkimyksenä on kattavan yleiskuvan välittäminen käytetyn ydinpolttoaineenhuollon lasketuista säteilyvaikutuksista, ei tässä raportissa ole voitu mennä esimerkiksilaskennan periaatteiden käsittelyssä yksityiskohtiin. Kiinnostunut lukija saa aiemmistaraporteista laskennan perusteisiin liittyviä taustatietoja. Toisaalta tässäkin raportissa onpyritty periaatteiden osalta täsmälliseen, vaikkakin yksityiskohtien osalta pelkistettyynesitykseen, jonka seuraaminen ei edellytä syvällistä perehtymistä aihepiiriin.

Tekstiä ovat kommentoineet Anne Väätäinen kauppa- ja teollisuusministeriöstä, EskoRuokola, Risto Isaksson ja Sisko Salomaa Säteilyturvakeskuksesta, Pekka HokkanenTampereen yliopistosta ja Irmeli Harmaajärvi VTT Rakennus- ja yhdyskuntatekniikasta.

Raportti on laadittu VTT Energiassa osana Julkishallinnon ydinjätetutkimusohjelmaa(JYT2001), jonka nyt meneillään oleva kolmas vaihe päättyy vuonna 2001. Tutkimus-ohjelmaa rahoittavat yhdessä kauppa- ja teollisuusministeriö ja Säteilyturvakeskus.

5

Sisällysluettelo

TIIVISTELMÄ ................................................................................................................ 3ALKUSANAT ................................................................................................................. 4

1. JOHDANTO............................................................................................................ 7

2. MIKSI SÄTEILYVAIKUTUKSET OVAT VAIKEITA YMMÄRTÄÄ? ............. 92.1 Loppusijoituksen turvallisuusarvioinnin erityisongelmia.............................. 92.2 Eri säteilyaltistustapoihin suhtaudutaan eri tavalla...................................... 11

2.2.1 Säteilysuojelun lineaarinen riskimalli ................................................ 14

3. ELINYMPÄRISTÖMME ON RADIOAKTIIVINEN LUONNOSTAAN .......... 163.1 Luonnollinen säteilytausta Suomessa .......................................................... 16

3.1.1 Keskimääräinen säteilytausta Suomessa ............................................ 163.1.2 Paikallisia säteilytaustoja Suomessa................................................... 18

3.2 Radionuklidien kierto maapallolla ............................................................... 203.2.1 Radionuklidit kallio- ja maaperässä ................................................... 203.2.2 Radionuklidien geokemiallinen kierto................................................ 21

3.3 Ihmisen sopeutuminen luonnolliseen säteilytaustaan .................................. 23

4. YDINJÄTEHUOLLON ERI VAIHEILLE LASKETUTSÄTEILYVAIKUTUKSET .................................................................................. 244.1 Kuljetukset ................................................................................................... 24

4.1.1 Normaalikuljetukset............................................................................ 244.1.2 Häiriötapaukset ................................................................................... 284.1.3 Onnettomuustapaukset........................................................................ 28

4.2 Loppusijoituslaitoksen toiminta................................................................... 324.2.1 Työntekijöiden säteilyaltistus ............................................................. 324.2.2 Väestön säteilyaltistus ........................................................................ 33

4.3 Loppusijoitus peruskallioon......................................................................... 354.3.1 Herkkyystarkastelujen taustaa ............................................................ 364.3.2 Poikkeustarkastelujen taustaa ............................................................. 384.3.3 Laskettuja säteilyvaikutuksia.............................................................. 39

4.4 Kansainvälisiä vertailuja .............................................................................. 43

5. MIHIN TURVALLISUUSANALYYSEISSA LASKETTUJA PÄÄSTÖJÄTULISI VERRATA?............................................................................................. 465.1 Nykyiset turvallisuuskriteerit....................................................................... 465.2 Biosfääriskenaarioiden yleiset epävarmuudet.............................................. 475.3 Luonnon radionuklidivirrat .......................................................................... 48

5.3.1 Luonnon analogiat .............................................................................. 495.4 Kansainvälisiä turvallisuusmittarihankkeita ................................................ 51

6

6. YHTEENVETO .................................................................................................... 53

KIRJALLISUUSVIITTEET........................................................................................... 55

LIITTEET

Liite A Esimerkkejä noudatettavista säteilyannosrajoista ja säteilyn vaikutuksestaihmiseen

Liite B Annoslaskennan termejä ja perusteita

7

1. JohdantoSuomalaisissa ydinvoimaloissa syntynytrunsasaktiivinen käytetty ydinpolttoaineon vallitsevien suunnitelmien mukaantarkoitus eristää ihmisen elinympäris-töstä sijoittamalla se syvälle perus-kallioon louhittuun loppusijoitustilaan.Nykyisen lainsäädännön mukaan ”ydin-jätteet, jotka ovat syntyneet Suomessatapahtuneen ydinenergian käytön yhtey-dessä tai seurauksena, on käsiteltävä,varastoitava ja sijoitettava pysyväksitarkoitetulla tavalla Suomeen” [otelaista ydinenergialain muuttamiseksi(1420/1994)].

Käytetyn ydinpolttoaineen huoltoketjukattaa maitse tai vesitse tapahtuvat kul-jetukset ydinvoimaloista loppusijoitus-paikalle, maanpäällisen loppusijoituslai-toksen toiminnan sekä varsinaisen lop-pusijoituksen tiloihin, jotka on louhittuperuskallioon noin 500 metrin syvyy-teen. Käytetyn ydinpolttoaineen huollonaiheuttamia säteilyvaikutuksia arvioi-daan turvallisuusanalyyseissa. Koskahuollon eri vaiheet poikkeavat luonteel-taan toisistaan, tehdään niille kullekinoma turvallisuusanalyysinsa. Tämä ero-avuus koskee erityisesti säteilyvaikutus-ten arvioimista.

Kuljetusten ja maanpäällisen loppusijoi-tuslaitoksen säteilyvaikutuksen arvioi-minen poikkeaa olennaisesti maanalai-sen loppusijoituksen pitkäaikaisen sätei-lyvaikutuksen arvioimisesta. Kuljetus-ten ja maanpäällisen loppusijoituslaitok-sen säteilyvaikutuksen alkamisajankoh-ta ja kesto ovat varsin hyvin tiedossasiltä muutaman kymmenen vuoden jak-solta, jolla kyseistä toimintaa on harjoi-tettu. Sen sijaan loppusijoituksen sätei-lyvaikutuksen alkuhetki on kaukaisessatulevaisuudessa, ja säteilyvaikutuksenkesto voi olla hyvin pitkä, jopa satojatuhansia vuosia.

Säteilyvaikutusten laskeminen kaikissahuollon vaiheissa perustuu vaikutuksiayliarvioivan ajattelutavan käyttöön.Kaikissa vaiheissa on epävarmuuksia,joiden takia analyyseissa on turvauduttupessimistisiin oletuksiin. Loppusijoituk-sen säteilyvaikutusten arvioinnissa oneniten epävarmuuksia ja sen vuoksierilaisten oletusten vaihteluvälit ovatsiinä laajimmat.

Ei-asiantuntijan on usein erittäin vai-keaa mieltää ydinjätehuollon eri vaihei-den säteilyvaikutuksia. Osaltaan tämäjohtuu turvallisuusanalyysin teknisestäluonteesta pessimistisine ajattelutapoi-neen, erilaisine oletettuine tapahtuma-kulkuineen ja ammattiterminologioi-neen. Turvallisuusanalyysin ymmärtä-mistä voidaan helpottaa mahdollisim-man selkeällä ja havainnollisella rapor-toinnilla.

Säteilyvaikutusten ymmärtämistä vai-keuttaa osaltaan se, mitä turvallisuus-kriteerejä turvallisuusanalyysissa sovel-letaan. Kansainvälisissä tutkijapiireissäkeskustellaan yhä siitä, mikä olisiturvallisuusanalyysin paras vertailu-kohta. Toisaalta turvallisuuskriteerienpohjalta keskustellaan siitä, mikä onterveydelle turvallinen säteilytaso.

Suomessa Säteilyturvakeskus (STUK)asettaa turvallisuuskriteerit. Käytännös-sä ne on johdettu kansainvälisten asian-tuntijaelinten suosituksista. Suomessahuoltoketjun kaikille vaiheille tehdytturvallisuusanalyysit ovat antaneettulokseksi selvästi luonnon säteily-taustaa ja myös turvallisuuskriteereitäpienempiä säteilyvaikutuksia.

Tämä raportti antaa lyhyen katsauksenniistä tekijöistä, jotka on otettava huo-mioon arvioitaessa käytetyn ydinpoltto-aineen huollon laskettua säteilyvaiku-tusta. Aluksi selvitetään kysymystä,

8

miksi säteilyvaikutukset ovat vaikeitaymmärtää. Sen jälkeen tarkastellaanelinympäristömme luonnollista radio-aktiivisuutta sekä niitä radionuklidienlähteitä, joista luonnon säteilytaustaaiheutuu. Ydinjätehuollon eri vaiheissalaskettuja säteilyvaikutuksia tarkastel-laan vaiheittain. Lopuksi pohditaan sitä,mihin turvallisuusanalyyseissa laskettu-ja säteilyannoksia olisi järkevää verrata.

Raportti on kolmas ja ainakin tässävaiheessa viimeinen osa raporttisarjassakäytetyn ydinpolttoaineen huollosta.Aiemmissa raporteissa on käsitelty suo-malaisen ydinjätehuoltosuunnitelmanpääpiirteitä (Rasilainen & Vuori 1999)sekä turvallisuuden arvioimisen perus-teita (Rasilainen ym. 2000).

Säteilyvaikutusten havainnollistaminenvalittiin tämän raportin näkökulmaksitärkeytensä vuoksi sekä siksi, että sätei-lyvaikutuksia ei ole ollut mahdollistakäsitellä riittävän yksityiskohtaisestiaiemmissa katsauksissa. Ajatuksena on,että lukija pystyy raportin luettuaanmuodostamaan itse käsityksensä käyte-tyn ydinpolttoaineen huollon säteilyris-keistä.

Tämän raportin, kuten aiempienkin, laa-timisen yhtenä pontimena on ollut esit-tää puolueetonta asiatietoa yleistajuises-sa muodossa keskusteluun, jota käydäänkotimaassa käytetyn ydinpolttoaineenhuollosta.

9

2. Miksisäteilyvaikutukset

ovat vaikeitaymmärtää?

Käytetyn ydinpolttoaineen huollon erivaiheiden turvallisuusanalyyseissa las-ketut säteilyvaikutukset ovat muillekuin asiantuntijoille verrattain vaikeitaymmärtää. Vaikeudet liittyvät erityisestiloppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuu-den arviointiin. Laskennalliset arvioin-nit ovat teknisesti monimutkaisia.Lisäksi säteilyaltistuksen pitkäkestoi-suuteen ja ratkaisujen lopullisuuteenliittyy eettisiä näkemyseroja (esim.NEA 1997, 2000a).

2.1 Loppusijoituksenturvallisuusarvioinnin

erityisongelmia

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoit-tamisesta syvälle kallioperään aiheu-tuvia säteilyvaikutuksia ei voida havaitaympäristövalvonnan kautta. Teknisetratkaisut on nimittäin mitoitettava siten,että ne rajoittavat hyvin tehokkaastimahdollisia radioaktiivisten aineidenvuotoja. Näin ollen kaukana tulevaisuu-dessa mahdollisesti esiintyviä vuotoja janiistä aiheutuvia haittoja voidaan arvioi-da vain laskennallisesti.

Yksi keskeinen ydinjätteiden loppusijoi-tukselle asetettu turvallisuusvaatimus onnykyiselle ja kaukana tulevaisuudessaelävälle väestölle mahdollisesti aiheutu-vien säteilyvaikutusten yhtävertaisentehokas rajoittaminen (vrt. IAEA 1995).Väestön elinolosuhteita kaukana tule-vaisuudessa ja mahdollisia altistustapojasäteilyannoksille ei voida luonnollises-tikaan tarkkaan ennustaa. Tästä syystä

vaikutusten arviointiin liittyy huomatta-via epävarmuuksia. Tätä asiaa on käsi-telty turvallisuusanalyyseissa skenaario-tekniikalla. Vaihtoehtoisia geologisia,ilmastollisia ja elinympäristöoletuksiatarkastelemalla voidaan arvioida säteily-vaikutusten vaihtelevuutta.

Säteilyvaikutuksia voi aiheutua useistasamanaikaisista altistustavoista. Käyte-tyn ydinpolttoaineen loppusijoituksensäteilyvaikutuksia arvioitaessa ei kau-kana tulevaisuudessa elävän väestöryh-män elintottumuksia koskevia oletuksiavoida määrittää pelkästään nykyisentilastoaineiston pohjalta. Siksi on tar-peen määritellä yksi tai useampia hypo-teettisia väestöryhmiä, joille käytettävätoletukset valitaan pessimistisesti1. Sä-teilylle eniten altistuvaa ryhmää kutsu-taan turvallisuusanalyysissa kriittiseksiryhmäksi.

Säteilyaltistuksen lähde vaikuttaasiihen, miten suuri joukko ihmisiä sillevoi altistua. Altistuvan ryhmän koonkasvaessa säteilyaltistus yleensä pie-nenee, kuva 2.1. Tämä johtuu yhtäälläsiitä, että harvinaisten säteilylle altista-vien yksilöllisten elintottumusten mer-kitys vähenee suuressa ryhmässä. Toi-saalta suuret ryhmät eivät yksinkertai-sesti voi samanaikaisesti altistua yhdelläsuppealla alueella esiintyville kohon-neille aktiivisuuksille. Esimerkiksi yk-sittäisen, lähellä pohjaveden purkautu-miskohtaa olevan talokohtaisen kaivonvettä voi käyttää vain yksi perhekunta jalaajemman kyläyhteisön on käytettävärunsasantoisemman kaivon vettä taijärvivettä talousvedekseen.

1 Useiden harvinaisten elintottumustenyhdistämistä tiettyyn ryhmään pyritäänkuitenkin välttämään. Esimerkiksi ryhmänyksilöiden ei oleteta kuluttavan elintarvikkeitakaikkiaan yli tyypillisen ravinnon tarpeen.

10

0,001

0,01

0,1

1

10

100

0 1 10 100 1000 10000

Väestöryhmän koko

Kes

kim

äärä

inen

sät

eily

altis

tus

Kuva 2.1 Väestöryhmän koon ja ryhmän keskimääräisen altistuksen periaatteellinenriippuvuus.

Asiaan liittyy pulmallinen arvostus-kysymys. Kuinka suuri paino tuleeasettaa muutamista yksilöistä koostu-vien erityisryhmien pessimistisestiarvioidulle säteilyaltistukselle verrattu-na suurempien väestöryhmien vähäi-sempään altistukseen?

Koko väestön säteilyannoksen arviointisisältää lisäepävarmuuksia, koska tule-via väestön määriä ja elintottumuksia onvaikea ennakoida. Siksi turvallisuus-analyyseissa onkin viime aikoina keski-tytty yksilöannosten arviointiin kriitti-selle ryhmälle. Tällöin on kuitenkinmuistettava, että lasketut altistusarviotkoskevat vain suppeaa paikallista ryh-mää eivätkä ole yleistettävissä laajem-pia alueita koskeviksi.

Turvallisuusanalyysissa on lisäksi tar-kasteltava hyvin epätodennäköisiä tilan-teita, joissa suppean erityisryhmän ole-tetaan tahallisesti tai tahattomasti tun-

keutuvan itse loppusijoitustiloihin sy-välle kallioperään. Esimerkkeinä tällai-sista altistusmahdollisuuksista ovat jäte-kapseliin osuva kallionäytekairaus tailoppusijoitussyvyydelle asti ulottuvaerityisen syvä poravesikaivo2.

Säteilyannosten arviointiin liittyy tar-kastelujakson pidentyessä jatkuvastilisääntyviä epävarmuuksia. Sen vuoksiei ole mielekästä pyrkiäkään arvioimaansäteilyaltistusta kovin pitkälle tulevai-suuteen.

Loppusijoituksen turvallisuustason riit-tävyydestä voidaan valtioneuvostonyleismääräyksen (VnP 478/1999) sekävalmisteilla olevien STUKin turvalli-

2 Olkiluodossa tällaisen syvän poravesikaivonvesi ei kuitenkaan esimerkiksi luontaisensuolaisuutensa takia ole kovin laadukastajuomavetenä.

11

suusohjeiden (esim. YVL 8.4) mukai-sesti varmistua vertaamalla laskettujaradionuklidien virtoja (Bq/a) suoraanpäästönopeudelle asetettuihin raja-arvoihin. Päästörajojen asettamisessaotetaan huomioon annoskriteerien lisäk-si luonnollisten radionuklidien virtojabiosfääriin.

2.2 Eri säteilyaltistus-tapoihin suhtaudutaan eri

tavalla

Ydinvoiman käytöstä aiheutuviin sätei-lyannoksiin suhtaudutaan yhteiskun-nassa usein huomattavasti varaukselli-semmin kuin muihin säteilyaltistustaaiheuttaviin toimintoihin tai olosuhtei-siin. Tämän seurauksena ydinvoimalleon asetettu varsin tiukat annosrajat.Mutta vaikka ydinvoimasta aiheutuvatsäteilyannokset puristettaisiin nollaan,ei tämä juurikaan alentaisi normaaliasäteilytaustaa. Tämä johtuu siitä, ettäsuurin osa säteilyannoksesta tulee aivanmuista lähteistä.

Eräissä teollisissa toiminnoissa, esim.metallien ja mineraalien louhinnassa jarikastamisessa, voivat toiminnan loppu-tuotteet (esim. lannoitteet) tai toimin-nasta syntyvät kiinteät jätteet sisältäähuomattavia määriä luonnollisia radio-aktiivisia aineita (NORM3). Myösfossiiliset polttoaineet4 ja turvesisältävät vaihtelevia määriä luonnol-lisia radioaktiivisia aineita, joten niidenkäyttöön perustuvasta energiantuotan-nosta aiheutuu polttoainekierron eri

3 Näille tuotteille käytetään ammatti-kirjallisuudessa käsitettä NORM (naturallyoccurring radioactive material).4 Öljy ja maakaasu eivät juurikaan sisälläradionuklideja, mutta niiden pumppauksenyhteydessä syntyy radioaktiivisia lietteitä.

vaiheissa tiettyjä säteilyhaittoja käyttö-henkilöstölle ja väestölle. Lisäksi radio-aktiivisia aineita jää energiantuotannonaiheuttamiin jätteisiin, kuten pohja-tuhkaan.

Kansainvälisten järjestöjen piirissä poh-ditaan NORM-aineille asetettavia pitoi-suusrajoja. Suurten ainemäärien jakäsittelykustannusten takia jouduttai-siin kuitenkin käytännössä erittäinsuuriin vaikeuksiin, mikäli NORM-aineille ryhdyttäisiin soveltamaan yhtätiukkoja rajoja kuin nykyisin sovel-letaan ydinvoimantuotannon ja radio-aktiivisia aineita käyttävän tutkimus-toiminnan jätteille. NORM-aineitaihmisen elinympäristössä on tarkasteltuesimerkiksi viitteessä Menon &Pescatore (1998). Hedvall (1997) onerikseen selvittänyt luonnon radionuk-lidipitoisuuksia esimerkiksi turpeessa japuussa.

Taulukossa 2.1 esitetään Yhdistyneidenkansakuntien alaisen säteilyn vaikutuk-sia selvittävän tieteellisen komitean(UNSCEAR) vertailu eri lähteistäaiheutuvista koko maailman väestönsäteilyaltistusmääristä. Koska pitkäikäi-simmät radioaktiiviset aineet säilyvätbiosfäärissä varsin kauan ja aiheuttavatsiten väestölle säteilyaltistusta pitkä-aikaisesti, on tapana laskea yhteen kokotarkastelujakson kuluessa kertyvät sätei-lyannokset, jolloin saadaan ns. väestö-annos.

Taulukossa on kullekin tarkastellulletoiminnolle otettu huomioon 50 vuodenjatkuvasta toiminnasta aiheutuva vaiku-tus. Mikäli toiminnan kesto on alle 50vuotta, taulukossa on ilmoitettu toimin-nasta kokonaisuudessaan aiheutuvaannosvaikutus. Ydinpolttoainekierrossaympäristöön vapautuvien pitkäikäistenradioaktiivisten aineiden aiheuttamaasäteilyaltistusta arvioitaessa on laskettu

12

yhteen 10 000 vuoden kuluessa kertyvätvaikutukset5.

Vuonna 2000 ilmestyneessä selvityk-sessä UNSCEAR (2000) on täsmen-netty uusimpien tutkimusten perusteellataulukossa 2.1 esitettyä luonnollista jakeinotekoista säteilyaltistusta. Arvioluonnon taustasäteilyn aiheuttamastakeskimääräisestä yksilöaltistuksestakoko maailmassa on edelleen 2,4 mSvvuodessa. Ydinvoiman tuotannosta(kaikki polttoainekierron vaiheet yhteenlaskien) aiheutuva keskimääräinenyksilöaltistus on 0,0002 mSv (0,2 µSv)vuodessa.

Arviot ydinvoiman tuotannon aiheutta-masta kollektiivisesta säteilyaltistuk-sesta ovat alentuneet merkittävästi.Arvio paikallisesta ja alueellisestakollektiivisesta annoksesta on alentunutnoin kolmannekseen aiemmasta.Maailman laajuisesti pitkällä aikavälillä(10 000 vuotta) aiheutuvan kollektiivi-sen annoksen arvio on alentunut noinneljännekseen. Selvästi eniten (tekijällä20) on pienentynyt arvio malminlouhinnan ja rikastusjätteiden pitkälläaikavälillä aiheuttamasta väestöannok-sesta.

Taulukko 2.1 ja uudemmat selvityksetosoittavat, että ehdottomasti merkittävinkoko maapallon väestön säteily-altistuksen aiheuttaja on luonnollisistalähteistä yhteensä aiheutuva altistus.Ydinvoiman käytöstä koko polttoaine-kierto ja tapahtuneet onnettomuudetmukaanlukien aiheutuu varsin vähäinenosuus koko säteilyaltistuksesta. Uusim-man selvityksen (UNSCAER 2000)

5 Taulukkoa laskettaessa on siis suoritettukaksoisintegrointi sekä päästön keston (50vuotta) että altistuksen keston (50 tai 10 000vuotta) yli.

mukaan ydinvoiman säteilyvaikutus onnoin kymmenestuhannesosa luonnontaustasäteilystä.

Tämä on tärkeä peruste tarkasteltaessaturvallisuusanalyysissa yksityiskohtai-semmin säteilylle eniten altistuvaa sup-peaa erityisryhmää (kriittinen ryhmä),sillä laajempien väestöryhmien ydin-jätehuollosta saamat säteilyannoksetjäävät hyvin pieniksi luonnon säteily-taustaan verrattuna.

Yhtenäisten turvallisuusnormien puuttu-minen NORM-aineille, tavanomaisenteollisuuden radioaktiivisille päästöillesekä ydinenergiatuotannosta syntyvilleradioaktiivisille jätteille voi johtaa tilan-teeseen, jossa yhteiskunnassa säteily-haittojen estämiseen tai lieventämiseenkäytettävissä olevia voimavaroja eivoida suunnata optimaalisella tavallakohteisiin6, joissa aiheutuvat haitat ovatsuurimpia. Käytännössä tämä ilmeneenykyisin siten, että huomattava osavoimavaroista suunnataan vain ydin-energiasta syntyvien radioaktiivistenjätteiden haittojen minimoimiseen.

6 On muistettava, että radioaktiiviset jätteet eivätvälttämättä ole elinympäristöämme pahitenuhkaava tekijä. Kemiallisia myrkkyjä pääseeympäristöömme paljon enemmän. Näidenkinhaittojen torjuminen vaatii voimavaroja.

13

Taulukko 2.1 Maailman väestölle aiheutuva kollektiivinen säteilyaltistus (väestöannos)eri toiminnoista 50 vuoden jatkuvan toimintajakson päästöistä yhteensä tai yksittäisistätapahtumista ajanjaksolla 1945–1992. Pitkäikäisten radioaktiivisten aineiden päästöjen(koko toimintavaiheen kuluessa tai 50 vuoden aikana) aiheuttamaa väestöannostaarvioitaessa on laskettu yhteen 10 000 vuoden kuluessa kertyvät vaikutukset (UNSCEAR1993).

Lähde Altistusarvion perusta Kollektiivinensäteilyannos(manSv)

A. Väestön altistus

Luonnollinen (tausta)säteily Nykyinen altistustaso 50 vuodenajan

650 000 000

Lääketieteellinen säteilyn käyttö

Diagnostinen käyttöSäteilyhoito

Nykyinen altistustaso 50 vuodenajan 90 000 000

75 000 000

Ydinpommikokeet ilmakehässä Koko toiminnan aiheuttama 30 000 000

Ydinvoiman tuotanto(normaalikäyttö; koko polttoainekierto)

Koko tähänastisesta toiminnastaNykyinen päästötaso 50 vuodenajan

400 0002 000 000

Vakavat reaktorionnettomuudet Tähän mennessä tapahtuneista(Tšernobylin osuus hallitseva)

600 000

B. Ammatillinen altistus Nykyinen altistustaso 50 vuodenajan (koskee kaikkia alakohtia)

Lääketieteellinen

Ydinlaitokset (koko polttoainekierto)

Teollisuus

Sotilaallinen

Muut kuin uraanikaivokset

Yhteensä (ammatillinen)

50 000

120 000

30 000

10 000

400 000

600 000

C. Muusta energiantuotannostaaiheutuvia altistuksia(väestö & ammatillinen)

Nykyinen päästö- tai altistustaso50 vuoden ajan (koskee kaikkiaalakohtia)

Kivihiilen louhinta, väestö

Kivihiilen louhinta, ammatillinen

Kivihiilen poltto voimalaitoksella

Kivihiilen käyttö yksityistalouksissa

Öljyn poltto voimalaitoksella

Maakaasun poltto voimalaitoksella

Voimalaitostuhkan käyttö rakennus-materiaalina

25–500

100 000

400 000

100 000–

2 000 000

5 000

150

2 500 000

14

2.2.1 Säteilysuojelun lineaarinenriskimalli

Ydinenergian käytössä sovellettavatsäteilyturvallisuusperiaatteet perustuvatosin samoihin lähtökohtiin kuin monis-sa muissa toiminnoissa. Suuret säteily-annokset voivat aiheuttaa välittömästiilmeneviä terveyshaittoja. Näihin liitty-vät toimenpiderajat vastaavat monillekemiallisesti myrkyllisille aineille, ku-ten rikkidioksidille, asetettuja normeja.

Periaatteellisia eroavuuksia esiintyykuitenkin hyvin pieniin säteilyannoksiinliittyvissä turvallisuusmääräyksissä. Sä-teilyturvallisuusvaatimuksia asetettaessasovelletaan periaatetta, jonka mukaisestiei ole raja-arvoa (kynnystä), jonkaalapuolella haittavaikutuksia ei lainkaanilmenisi (vrt. Salomaa 2000).Myöhäisten haittavaikutusten ilmene-misen todennäköisyyden oletetaanolevan suoraan verrannollinen säteily-annokseen myös hyvin pienillä annos-tasoilla, kuva 2.2.

0

0,0001

0,0002

0,0003

0,0004

0,0005

0,0006

0 5 10 15

Vuotuinen säteilyaltistus (mSv/a)

Terv

eysr

iski

∆D

∆R

Tausta-säteilyn

taso

Kuva 2.2 Terveysriskin ja vuotuisen säteilyaltistuksen suoraviivainen riippuvuuspienillä säteilyaltistuksilla, riippuvuussuora jatkuu samassa kulmassa suurempienannosten alueelta hyvin pienten annosten alueelle.

Tämän lähestymistavan aiheuttamistaongelmista sekä tieteellisestä näytöstäsuuntaan tai toiseen käydään jatkuvastikeskustelua. Kansainväliset asiantun-tijajärjestöt (UNSCEAR, ICRP) kannat-tavat edelleen nykyisen käytännön säi-lyttämistä ja korostavat, että ydin-energian käytöstä aiheutuvat lisäsäteily-annokset (∆D kuvassa 2.2) summau-

tuvat luonnollisesta taustasäteilystäaiheutuvaan altistukseen. Tällöinterveyshaittoja tulee arvioida tämänkokonaisannoksen tasolla vallitsevanannos-vaikutusriippuvuuden perusteellakäyttäen samaa suoraviivaista riippu-vuutta koko annosalueella. Terveys-riskin lisäys annoslisäyksestä ∆D ontällöin kuvan 2.2 mukaisesti ∆R.

15

Lisäksi järjestöt katsovat, että ei oleriittävää näyttöä vaarattoman kynnys-rajan olemassaololle7.

Viitteissä Paile (2000) ja Salo (2000) ontarkasteltu ICRP:n piirissä parhaillaankäytävää keskustelua säteilysuojelunperiaatteista. ICRP suhtautuu esi-merkiksi kriittisesti väestön säteily-annoksen kumulatiiviseen laskemiseenpitkälle tulevaisuuteen. Becker (2001)esittää katsauksen alhaisen säteily-annoksen ja ydinenergian hyväksyttä-vyyden suhteesta käydystä keskus-telusta.

Tieteellisissä julkaisuissa on esitettyuseita tilastoja, joissa huomattavillataustasäteilytason vaihteluilla ei olehavaittu olevan yhteyttä syöpien esiin-tymiseen. Myös kansainväliset järjestöt– puoltaessaan pessimistiseksi arvioidunlineaarisen riskimallin soveltamistavaihtoehtoisten ratkaisujen vertailuun –tunnustavat, että absoluuttisten terveys-haittojen määrän arviointiin liittyyhuomattavasti epävarmuuksia.

7 Eräiden tutkimusten mukaan on mahdollista,että hyvin pienten annosten terveysriski onlineaarista riippuvuutta suurempi eli supra-lineaarinen (Salomaa 2000). Käytännössä hyvinpienten annosten terveysriski summautuuluonnontaustan aiheuttaman terveysriskinpäälle.

Näin on erityisesti tapauksissa, joissaarvioinnin pohjana oleva väestöannoskoostuu hyvin pienistä säteilyannok-sista, jotka ovat paikallisesti jakautuneetlaajalle alueelle ja kattavat pitkänajanjakson. Tällainen tilanne tuleekyseeseen arvioitaessa käytetyn ydin-polttoaineen loppusijoituksen aiheutta-maa laajemman alueen8 säteilyaltistustapitkällä aikavälillä.

Liitteeseen A on koottu esimerkkejäSuomessa noudatettavista säteilyannos-rajoista ja erilaisten säteilyannostenvaikutuksista ihmiseen. Liitteessä B onselitetty joitain annoslaskennan keskei-simpiä termejä ja perusteita.

8 Loppusijoituksen ensisijainen vaikutus onpaikallinen, mutta turvallisuusanalyysissavoidaan periaatteessa tarkastella myös esim.koko Itämeren aluetta.

16

3. Elinympäristömmeon radioaktiivinen

luonnostaanMaapallo on luonnostaan lievästi radio-aktiivinen asuinpaikka. Säteilyltä ei voivälttyä, koska radionuklideja on kaik-kialla: maassa, vedessä ja ilmassa;lisäksi avaruudesta tulee jatkuvastisäteilyä. Ihminen kirjaimellisesti syö,juo ja hengittää radionuklideja kaikenaikaa. Myös asuntojen sisältämät mate-riaalit ja huoneilma sisältävät radio-nuklideja ja aiheuttavat siten ionisoivaasäteilyä.

Luonnollisten säteilylähteiden lisäksiihminen altistuu keinotekoiselle sätei-lylle. Radionuklidien lääketieteellinenkäyttö on tärkein yksittäinen altistustiekeinotekoiselle säteilylle.

Ihmisen oma kehokin sisältää kaikkiallaympäristössämme esiintyviä luonnolli-sia radionuklideja ja aiheuttaa siis ioni-soivaa säteilyä. Erityisesti luustoon ker-tyvä radioaktiivinen kaliumisotooppiaiheuttaa oman väistämättömän säteily-annoksensa.

Tässä luvussa käsitellään lyhyesti suo-malaisen ihmisen normaalisti saamaasäteilytaustaa eli säteilyannosta, jonkahänen on keskimäärin arvioitu saavaneri lähteistä vuosittain. Lisäksi kuvataanluonnossa tapahtuvaa radionuklidiengeokemiallista kiertoa, joka viimekädessä saa aikaan näiden aineiden

kulkeutumista ihmisen elinpiiriin kallio-ja maaperästä. Lopuksi pohditaanihmisen ja maapallon muun eliöstönsopeutumista säteilytaustaansa.

3.1 Luonnollinensäteilytausta Suomessa

Edellä on luvussa 2 tarkasteltu eri läh-teistä aiheutuvaa säteilyaltistusta kokomaapallon mittakaavassa. Tässä luvussakuvausta tarkennetaan Suomen osalta.

3.1.1 Keskimääräinensäteilytausta Suomessa

Suomessa asuvan ihmisen keskimääräi-nen vuotuinen radioaktiivinen säteily-annos on noin 3,7 mSv (STUK 1998,ATS 1988), kuva 3.1.

Keinotekoiset säteilylähteet vastaavatnoin 16 % suomalaisen säteilytaustasta.Röntgendiagnostiikka on tärkein keino-tekoisen säteilyn lähde keskimäärin: seyksin antaa 0,5 mSv:n annoksen. Radio-isotooppien käyttö lääketieteessä tar-koittaa esimerkiksi sädehoitoa syövänparantamiseksi. Vaikka yksittäisellepotilaalle tuleekin sädehoidossa useinmerkittäviä annoksia, ei sädehoito kokoväestötasolla edusta kuin keskimäärin0,04 mSv:n annosta.

17

Kuva 3.1 Keskimääräinen vuotuinen säteilyannos Suomessa säteilylähteen mukaanjaoteltuna (STUK 1998).

Ydinenergian tuotannon aiheuttamistasäteilyvaikutuksista kuvan mittakaavas-sa näkyy vain Tšernobylin onnettomuu-den vaikutus 0,04 mSv. Normaalinydinenergian tuotannon aiheuttama sä-teilyannos on Tšernobylin vaikutuksestavain murto-osa: 0,001 mSv ympäristönasukkaille ja muille suomalaisillemerkittävästi pienempi (Voutilainen1998a, Ikäheimonen ym. 1995). Ilma-kehässä tehtyjen ydinasekokeiden las-keumien aiheuttama säteilyvaikutus eimyöskään näy kuvan mittakaavassa.

Luonnolliset säteilylähteet vastaavatsuurimmasta osasta (3,1 mSv; 84 %)suomalaisen keskimääräisestä vuotui-sesta säteilyannoksesta. Luonnollisetsäteilylähteet jaetaan seuraavassasisäisiin ja ulkoisiin.

Luonnon radioaktiiviset aineet kehonsisällä aiheuttavat vuosittain noin0,3 mSv:n annoksen. Se johtuu suu-rimmalta osaltaan kaliumin isotoopistaK-40, jonka osuus annoksesta on noin0,2 mSv. Radioaktiivinen kalium kertyyihmisen luustoon muun, lähinnä ravin-nosta saatavan kaliumin mukana. Ihmi-nen on siis sisäinen säteilylähde itsel-

leen, mutta samalla vähäisessä määrinulkoinen säteilylähde muille ihmisille.

Suomalaiset saavat vuosittain keski-määrin 0,1 mSv:n sisäisen säteilyannok-sen juomaveden sisältämästä radonista.Vaihtelut maan eri osien välillä ovathuomattavia. Porakaivovedestä saayleensä suuremman säteilyannoksenkuin vesilaitosvedestä (Voutilainen1998b, Weltner 2000).

Avaruudesta tuleva gammasäteily9, elikosminen säteily aiheuttaa vuosittainnoin 0,3 mSv:n säteilyannoksen. Tämäon kosmisen säteilyn aiheuttama annosmeren pinnalla, mutta ylöspäin nous-tessa sen määrä kasvaa, ja esimerkiksivuoristossa 2 000 metrin korkeudessaasuvilla se on noin kaksinkertainen.Suomalainen saa kosmista säteilyä pie-

9 Gammasäteily on ionisoivan säteilyn lajeistaläpitunkevin ja siksi se aiheuttaa lähinnäulkoista säteilyannosta. Muut ionisoivansäteilyn lajit eli alfa- ja beetasäteilyt vaimenevatnopeasti lyhyelläkin matkalla. Ne aiheuttavatkinvain ihoannosta tai sisäistä säteilyannosta.Niistä saatava säteilyannos edellyttää nimittäin,että säteilyä kantava radionuklidi pääsee ensinihon pinnalle tai kehon sisään.

Tshernobyl-laskeuma0,04 mSv

Sisäilman radon2 mSv

Ulkoinen säteilymaaperästä 0,5 mSv

Kosminen säteily avaruudesta

0,3 mSv

Luonnon radioaktiiviset aineet

kehossa 0,3 mSv

Röntgendiagnostiikka 0,5 mSv

Radioisotooppien käyttö lääketieteessä 0,04 mSv

Yhteensä 3,7 mSv/vuosi

18

nen ylimääräisen annoksen esimerkiksilentokoneessa matkustaessaan. Lento-henkilökunnan on arvioitu saavan kos-misesta säteilystä korkeintaan 4 mSv:nvuotuisen työperäisen säteilyannoksen(Voutilainen 1998a).

Kosminen säteily lisää epäsuorastimyös kehon sisäistä altistusta syn-nyttämällä ilmakehässä radiohiiltä elihiilen isotooppia C-14. Radiohiilisiirtyy kehon sisään ravinnon mukana.Radiohiili syntyy kosmisen säteilyntörmätessä ilmakehän typpimolekyy-leihin. Aiemmin ilmakehässä tehtyjenydinpommikokeiden seurauksena syntyimyös merkittävä määrä radiohiiltä.Radiohiilen säteilyvaikutus oli mukanaedellä esitetyssä sisäisen säteily-altistuksen arviossa.

Ulkoinen säteily maaperästä (0,5 mSv)kattaa sekä suoran gammasäteilyn maa-ja kallioperästä että rakennusmateri-aaleista sisätiloissa saatavan gamma-säteilyn. Rakennusmateriaaleista saata-va säteily on merkittävämpi jo senkintakia, että ihminen oleskelee suurimmanosan ajastaan sisätiloissa. Kivi- ja mine-raalipohjaiset rakennusmateriaalit ai-heuttavat suurimman osan rakennustensisällä saatavasta säteilystä, koska kivi-raaka-aineen sisältämät radionukliditsiirtyvät myös niistä valmistettaviintuotteisiin. Tämän säteilyn perimmäise-nä lähteenä ovat maa- ja kallioperänluonnostaan sisältämät pitkäikäistenradioaktiivisten hajoamisketjujen nukli-dit. Tonnissa graniittia on keskimäärin3 g uraania ja 10 g toriumia. Maaperänpitoisuudet ovat olennaisesti samat, kos-ka maaperä on muodostunut merkit-tävältä osin kallioperän rapautumisenseurauksena.

Luonnollisen säteilyn suurimmastayksittäisestä osasta vastaa huoneistojensisäilman radon (2 mSv). Radon on

pitkäikäisen radioaktiivisen hajoamis-ketjun välinuklidi, joka vapautuu sopi-vissa maasto-oloissa maan pinnalle. Josradon jää ulkoilmaan, se laimeneenopeasti merkityksettömiin pitoisuuk-siin, mutta mikäli se joutuu raken-nuksen sisälle, se voi saada aikaan mer-kittäviä pitoisuuksia huoneilmaan.Radon on jalokaasu ja siksi sinänsäsuhteellisen vaaraton, mutta sen radio-aktiivisista hajoamistuotteista osa kiin-nittyy keuhkoihin ja säteilyttää keuhko-kudosta.

Radon on keskimäärin laskien suoma-laisen merkittävin yksittäinen säteily-lähde. Suomessa onkin panostettuongelman tutkimiseen ja vaikutustenvähentämiseen rakennusteknisin kei-noin, ks. esim. Arvela (1995). Mitatutradonpitoisuudet huoneilmassa vaihtele-vat voimakkaasti maan eri osissa jamyös eri rakennustyypeissä, joten suo-malaisten tosiasiallisissa yksilöannok-sissa on myös huomattavaa vaihtelua.

3.1.2 Paikallisia säteilytaustojaSuomessa

Edellä kuvattujen koko maata edusta-vien keskimääräisten säteilytaustojenlisäksi Suomessa on tarkasteltu joitainpaikkakuntia yksityiskohtaisesti. Posivaon esimerkiksi teettänyt tarkemmankartoituksen taustasäteilystä neljällekäytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitus-paikkaehdokkaalle osana loppusijoitus-laitoksen ympäristövaikutusten arviota(YVA). Eurajoella, Kuhmossa,Loviisassa ja Äänekoskella on selvitettyhuoneilman, ulkoilman, sadeveden,pinta-, pohja- ja talousveden sekä maa-ja kallioperän luonnollisia radio-aktiivisuuksia (Voutilainen 1998a).

19

Selvityksen mukaan huoneilman jajuomaveden radonpitoisuuksien vaihte-lut aiheuttivat suurimmat erot eri paik-kakuntien välillä. Radonerot myös selit-

tivät eroja henkilökohtaisissa säteily-annoksissa. Taulukkoon 3.1 on koottuyhteenveto selvityksen tuloksista.

Taulukko 3.1 Pientalossa asuvan henkilön vuotuinen säteilytausta (viitteen Voutilainen1998a pohjalta).

Talousvedenlähde

Suomalaisetkeskimäärin

(mSv)

Eurajoki

(mSv)

Kuhmo

(mSv)

Loviisa

(mSv)

Äänekoski

(mSv)Vesilaitos 3,5 3,3 2,6 8,3 4,2Porakaivo 5,4 4,1 3,5 12 5,4

Taulukosta havaitaan, että porakaivostahankitusta talousvedestä saadaan syste-maattisesti suuremmat säteilyannoksetkuin vesilaitosvedestä. Eri talousvedenlähteiden aiheuttamia säteilyannoksiaon tarkasteltu yksityiskohtaisemminviitteessä Voutilainen (1998a). Muidensäteilylähteiden kuin sisäilman jatalousveden radonin aiheuttama säteily-annos oli kaikilla paikkakunnilla alle1 mSv/a, tosin niissäkin esiintyi paikka-kuntakohtaista vaihtelua.

Loppusijoituspaikan louhekasauraanilähteenä

Louhittaessa maanalaisia sijoitustunne-leita suunnitellaan syntyvä louhe läjitet-täväksi maan päälle siksi, kunnes sitäkäytetään tunnelien täyteaineena yh-dessä bentoniitin kanssa tunnelien sul-kemisvaiheessa. Loppusijoitustilojenarvioitu yhteistilavuus on noin400 000 m3 (Riekkola ym. 2000).Tämän kasan massa on noin miljoonatonnia. Olettaen kallion uraanipitoi-suudeksi kallioperän keskimääräinenarvo Suomessa 3 ppm (parts permillion, 3 gU/tonni kiveä) saadaan

louhekasan sisältämäksi uraanimääräksi3 200 kgU (aktiivisuus10 noin 8,3 GBq).

Loppusijoitettavaan uraaniin (noin2 600 tU) verrattuna louhekasan sisäl-tämä määrä on vähäinen, noin tuhannes-osa, mutta kasan sisältämä uraani voiperiaatteessa aiheuttaa paikallisen, kym-menien vuosien uraanipäästön pinta- japohjavesiin. Tätä pulssia pienentää tosinse, että loppusijoitustilat louhitaan jatäytetään vaiheittain, jolloin koko edellämainittu louhekasa ei ole yhdellä kertaamaan päällä.

Louhe on suurimmaksi osaksi louhittusyvältä kallioperän pelkistävistä oloistaja siten on ilmeistä, että siinä tapahtuumaan pinnalla voimakasta hapettumistalouheen altistuessa ilman ja sadevedenhapelle. Tämän seurauksena onlaboratoriohavaintojen perusteellaodotettavissa voimakasta uraaninvapautumista hapettuvista osista. Tosinvapautuva uraani voi periaatteessa kiin-nittyä uudestaan kiveen kulkeutuessaankasan alaosiin, mikäli hapettuminentapahtuisi vain pintaosissa ja alemmatkerrokset säilyisivät pelkistävinä.

10 Yksi gramma U-238 isotooppia vastaa noin1,24·104 Bq:n aktiivisuutta (Miller ym. 1997).

20

3.2 Radionuklidien kiertomaapallolla

3.2.1 Radionuklidit kallio- jamaaperässä

Maapallon omista säteilylähteistä ihmi-selle aiheutuva säteilyaltistus voidaanjohtaa maa- ja kallioperän sisältämistäradionuklideista. Näistä tärkeimmätovat pitkäikäiset radioaktiiviset hajoa-misketjut sekä pitkäikäinen radioaktii-vinen kaliumin isotooppi K-40.

Luonnossa on kolme pitkäikäistä radio-aktiivista hajoamisketjua, jotka suurim-malta osaltaan vastaavat maapallon geo-logisesta radioaktiivisuudesta, kuva 3.2.Ketjujen pitkäikäisinä emänuklideinaovat Th-232, U-238 ja U-235. Näidenemänuklidien pitkien puoliintumis-aikojen vertailukohdaksi voidaan esittäämaapallon tähänastinen ikä 4,5·109vuotta.

U-238-ketjuun kuuluu myös radoninisotooppi Rn-222, joka koko maapallol-lakin vastaa suurimmasta osasta keski-määräisestä säteilyannoksesta (ks. esim.STUK 1998, Arvela 1995). Koska Rn-222:n radioaktiivinen puoliintumisaikaon vain 3,8 päivää, radonin merkittäväosuus säteilytaustassa tarkoittaa sitä,että sen pitkäikäisempien emänuklidien(viimekädessä Ra-226) on ensinkulkeuduttava lähelle maanpintaa, jossaketjuhajoamisen kautta syntynyt radonpystyy sitten kulkeutumaan ihmisenelinympäristöön.

Radioaktiivinen kaliumisotooppi K-40(radioaktiivinen puoliintumisaika1,3·109 a) on kiinnostava kahdestasyystä. Ensinnäkin sen vuoksi, että sitäon runsaasti kallio- ja maaperässä jatoiseksi siksi, että se rikastuu muunkaliumin mukana ihmisen luustoon jaaiheuttaa näin sisäistä altistusta. Luon-nollisesti kaikki muutkin veteen liuen-neet radionuklidit kulkeutuvat vettäkäyttäviin kasveihin ja sitä kautta esi-merkiksi ihmisen ravintoon.

21

Kuva 3.2 Luonnon pitkäikäiset radioaktiiviset hajoamisketjut 4n, 4n+2 ja 4n+3 yksin-kertaistettuna. Radionuklidin puoliintumisaika on ilmoitettu isotoopin alla (‘a’ =vuosia, ‘d’ = vuorokausia, ‘h’ = tunteja, ‘min’ = minuutteja, ‘s’ = sekunteja). Kanta-nuklidien massaosuudet luonnonuraanissa ovat: U-238 99,28 % ja U-235 0,71 %.Tarkemmat kuvaukset hajoamisketjuista on esitetty esim. viitteessä Rasilainen & Vuori(1999).

3.2.2 Radionuklidiengeokemiallinen kierto

Luonnon radionuklidit muodostavatgeokemialliseksi kierroksi kutsutunkoko maapallon laajuisen järjestelmän,jossa ne siirtyvät maankuoren lähistölläolevista erilaisista lähteistä läheisiinnieluihin, jotka myöhemmin voivattoimia lähteinä (esim. Fyfe 1979).Maanpäällisen kallioperän hidasrapautuminen ja eroosio11 aiheuttavatradionuklidien ensisijaisen vapau-tumisen. Vesi toimii geokemiallisessakierrossa useimmiten radionuklidienkantajana (kuva 3.3).

11 Kallion mekaaninen eroosio on lähinnäpakkaseroosiota, joka aiheutuu veden jääty-misestä kallion pinnan pieniin halkeamiin.Kemiallinen rapautuminen johtuu kallio-matriisin mineraalien kemiallisista reaktioistasadeveden kanssa. Sadevesi on usein lievästihapanta ja voimakkaasti hapettavaa.

On myös periaatteessa mahdollista, ettämaaperän sisältämät radionuklidit leviä-vät hiukkasten sisällä tuulen mukanapölynä vesistöihin ja lopulta meriin (ks.esim. Osmond & Cowart 1976 jaIvanovich & Harmon 1992). Tämä tosinei ole Suomen ilmasto-oloissa merkit-tävä leviämistapa.

Rapautumisen ja eroosion jälkeen radio-nuklidit voivat kulkeutua pinta- japohjaveden mukana omien kulkeutu-misominaisuuksiensa määräämässä tah-dissa pintavesistöihin ja lopulta meriin.Merivedestä radionuklidit vajoavatsyviin pohjasedimentteihin, joista hitai-den geologisten prosessien kautta muo-dostuu sedimenttikivilajeja. Nämä sedi-menttikivilajit voivat geologisten pro-sessien, esim. vuorijonojen muodostu-misen kautta päätyä maanpinnalle ja sitäkautta eroosiolle alttiiksi.

Ketju4n

Ketju4n+2

Ketju4n+3

Th-2321,4⋅1010 a

U-2384,5⋅109 a

U-2357,1⋅108 a

↓ ↓ ↓Ra-2285,7 a

U-2342,5⋅105 a

Pa-2313,3⋅104 a

↓ ↓ ↓Th-228

1,9 aTh-2307,6⋅104 a

Ac-22722,2 a

↓ ↓Ra-2243,7 d

Ra-2261,6⋅103 a

↓ ↓Rn-22056,0 s

Rn-2223,8 d

22

Kuva 3.3 Radionuklidien vapautuminen maailmanlaajuiseen geokemialliseen kiertoon.Ensisijaisina lähteinä toimivat kallioperän pintaosien eroosio ja rapautuminen. Radio-nuklideja vapautuu pohjaveteen myös maaperän eroosion kautta. Suurin osa kierrostatapahtuu lähellä maanpintaa, koska kantajana toimivan veden virtaama pieneneenopeasti syvyyden mukana (kuvassa nuolen paksuudella kuvataan veden virtaamanmäärää).

Radionuklidt voivat myös jäädä tois-taiseksi loukkuun maaperän hiukkastensisään, koska maaperä muodostuukallioperän rapautumisesta. Maaperänhiukkasten sisältämät radionuklidit voi-vat vapautua myöhemmin maaperänitsensä rapautuessa vähitellen.

Suomen pohjoisen sijainnin vuoksimaamme koko maaperä ja biosfääri onkäytännössä syntynyt viimeisen jääkau-den jälkeen noin 10 000 vuoden kulues-sa. Samoin biosfäärissä olevat radio-nuklidit ovat kertyneet sinne jääkaudenjälkeisenä aikana. Siksi vuotuinenradionuklidivirta biosfääriin voidaanarvioida, jos tunnetaan radionuklidienmäärät biosfäärin eri osissa. Suomenoloissa erityisesti turvesuot voivat toi-mia merkittävinä radionuklidien nie-luina, mikäli niihin purkautuu radio-

nuklidipitoisia vesiä, ks. esim. Hela-riutta ym. (2000), Blomqvist ym.(2000).

Suurin osa radionuklidien aktiivisestageokemiallisesta kierrosta on jo vapau-tuneiden massojen hidasta kulkeutu-mista, mutta systeemiin tulee uuttakinainesta, lähinnä kallioperän eroosion jarapautumisen kautta. Voidaan karkeastiarvioida12, että koko Suomen mitta-

12 Suomen pinta-alasta on kalliomaata jalouhikkoa noin 14 % eli 42 100 km2 (Kartta-keskus 1992). Kallion vuotuinen eroosio- jarapautumisnopeus on noin 5 µm/a (Blomqvistym. 2000). Tästä saadaan vuotuinen eroosio- jarapautumistilavuus 2,1·105 m3. Kallion tiheyson noin 2 700 kg/m3, joten vuosittain eroosionja rapautumisen kautta vapautuva massa on5,7·108 kg. Keskimääräinen uraanin pitoisuus

PintavalumaEroosio

MaaperäSedimentti

Kallioperä

Valtameri

++

Järvi Joki

Sade

Itämeri

Pohjavesi

+

+

+

+

+

++

+

23

kaavassa vapautuu vuosittain noin1 700 kg uraania biosfääriin. Tämäuraani on valtaosaltaan pitkäikäistäisotooppia U-238, koska sen massa-osuus luonnonuraanissa on noin 99,3 %.

3.3 Ihmisen sopeutuminenluonnolliseen säteily-

taustaan

Maapallo on ollut radioaktiivinen paik-ka syntymästään asti, joten kaikkieneliöiden on ollut pakko sopeutua luon-nolliseen säteilytaustaan. Luonnonvalin-ta on ollut se mekanismi, jolla säteilyynhuonosti sopeutuva eliölaji on kuollutpois. Muiden nisäkkäiden tavoin myösihmisen esi-isien on täytynyt sopeutuavallitsevaan säteilyyn.

Luonnollinen taustasäteily maapallollaon aikaisemmin ollut voimakkaampaakuin nykyisin. Tämä johtuu siitä, ettäpitkäikäisten radioaktiivisten hajoamis-ketjujen emänuklideista U-235 onradioaktiiviselta puoliintumisajaltaanlyhyempi (noin kuudesosa) kuin maa-pallon ikä. U-238:n radioaktiivinen puo-liintumisaika on samaa luokkaa kuinmaapallon ikä. Siten alkuperäinen U-235 on puoliintunut noin kuusi kertaa jaU-238 kerran maapallon geologisenhistorian aikana. Näin ollen jäljellä ole-vat radionuklidien määrät ovat vastaa-vasti U-235:lle 1/64 ja U-238:lle 1/2.

Kolmannen pitkäikäisen radioaktiivisenhajoamisketjun emänuklidin, Th-232:nmäärä on sen sijaan pysynyt pidemmänradioaktiivisen puoliintumisaikansa ta-kia lähes vakiona koko maapallon elin-iän (vrt. kuva 3.2).

Suomen kallioperässä on noin 3 ppm (parts permillion) eli 3·10-6 gU/g kiveä, josta saadaanvuotuiseksi uraanivirraksi 1,7·103 kg.

Aiemmin vallinneen korkeamman maa-pallon taustasäteilyn vuoksi on ilmeistä,että eliöstö on itse asiassa kiivaimmanevoluutionsa aikana sopeutunut jonkinverran korkeampaan taustasäteilyynkuin nykyinen on (ks. esim. Karam &Leslie 1999). Säteily on myös osaltaanaiheuttanut muuntelua, joka yhdessäluonnonvalinnan ohella on biologisenevoluution liikkeelle paneva voima.

Maapallolla on joitain alueita, joissamaa- ja kallioperän luonnollisen radio-aktiivisuuden takia on Suomea kor-keampi luonnon säteilytausta. Sitennäitä alueita tutkimalla voidaan saadatietoa korkeamman taustasäteilynmahdollisista terveysvaikutuksista. Esi-merkiksi Brasiliassa, Intiassa jaKiinassa on alueita, joissa maanpinnas-sa oleva toriumpitoinen mineraalimonatsiitti aiheuttaa lisääntynyttä ul-koista suoraa säteilyä. Näillä alueillaasuvissa ihmisissä on havaittu normaa-lia enemmän kromosomimuutoksia(mutaatioita), mutta sen sijaansyöpätapausten lisääntymistä ei olehavaittu (esim. BEIR 1990).

ICRP:llä on työryhmä, joka parhaillaanpohtii kriteereitä luonnon säteily-suojelulle. Toistaiseksi on voimassanäkemys, jonka mukaan luonto onriittävästi suojeltu silloin, kun ihminenon riittävästi suojeltu (ICRP 1991).Yhteiskunnan arvojen muutos onsittemmin nostanut luonnon eliöidensuojelun itseisarvoksi ihmisen suojelunrinnalle.

24

4. Ydinjätehuollon erivaiheille lasketut

säteilyvaikutuksetKäytetyn ydinpolttoaineen huollonsäteilyvaikutusten arvioimisen tapavaihtelee huollon vaiheen mukaan.Kuljetusten ja loppusijoituslaitoksenkäytönaikaisen turvallisuuden arvioi-miseksi lasketaan säteilyvaikutuksetsekä työntekijöille (ammatillinen altis-tus) että lähiseudun asukkaille (väestö-altistus). Sen sijaan loppusijoituksenpitkäaikaisturvallisuutta arvioitaessalasketaan säteilyvaikutukset vain väes-tön eniten altistuvalle ryhmälle (kriitti-nen ryhmä).

4.1 Kuljetukset

Kuljetusriskitarkastelut jaetaan turvalli-suusanalyyseissa kolmeen osaan. Nor-maalikuljetukset etenevät suunnitelmienmukaan ja säiliö pysyy ehjänä. Häiriö-tapauksessa normaalikuljetus häiriintyy,esimerkiksi keskeytyy odottamattomas-ta syystä, mutta säiliö pysyy tässäkintapauksessa ehjänä. Onnettomuus-tapauksissa oletetaan onnettomuus-tilanne, tyypillisesti liikenneonnetto-muus, jonka seurauksena säiliö vau-rioituu niin, että sen tiiviys menetetään.

4.1.1 Normaalikuljetukset

Käytettyä ydinpolttoainetta kuljetetaansylinterimäisessä säiliössä, jonka teräs-seinät suojaavat ympäristöä radionuk-lidien vapautumiselta ja suoralta sätei-lyltä. Kuljetusten turvallisuus perustuuIAEAn turvallisuusmääräysten (IAEA1990) mukaisesti kuljetussäiliön kestä-vyyteen normaaleissa kuljetuksissa jamahdollisissa liikenneonnettomuuksis-sa. Kuljetussäiliön noin 35 cm:n paksui-nen seinämä vaimentaa suoran säteilynnoin sadastuhannesosaan polttoaine-sauvojen pinnalla olevasta säteily-tasosta.

Kuvassa 4.1 on esitetty säiliön ympä-ristössään aiheuttama suoran säteilynannosnopeus etäisyyden funktiona.Tarkastellussa tapauksessa on oletettu,että säteilyn annosnopeus yhden metrinetäisyydellä säiliön ulkopinnasta onsuurin sallittu (0,1 mSv/h). Kuvastanähdään, että noin 20–30 metrinetäisyydellä säiliöstä suoran säteilynannosnopeus laskee ympäristön luon-nollisen taustasäteilyn tasolle. Oleskel-taessa siis riittävän etäisyyden päässäkuljetussäiliöstä, väestölle aiheutuvatsäteilyannokset ovat merkityksettömiäja oleskelu on täysin turvallista.

25

0,0000001

0,000001

0,00001

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

1 10 100 1000

Etäisyys säiliön pinnalta (m)

mSv/h

Kuva 4.1 Suoran säteilyn annosnopeus käytetyn ydinpolttoaineen kuljetussäiliönympäristössä etäisyyden funktiona. Kuvaan on merkitty vaakasuorilla viivoilla luonnontaustasäteilyn tason vaihtelu 0,00004–0,0003 mSv/h Suomessa. Esitetty luonnontaustasäteily edustaa kosmista säteilyä ja ulkoista säteilyä maaperästä kuvassa 3.1.

Käytettyä ydinpolttoainetta sisältäväkuljetussäiliö ohittaa reitin varrella asu-van väestön, joka voi esimerkiksi ollaulkosalla, toisissa ajoneuvoissa tai sisäl-

lä rakennuksissa. Realistinen altistus ih-miselle koostuu siis säiliön ohituksistasekä säiliön lähellä oleskelusta aiheutu-vasta säteilyannoksesta (Taulukko 4.1).

Taulukko 4.1 Käytetyn polttoaineen kuljetuksesta väestön yksilölle normaalitapauk-sessa aiheutuvat säteilyannokset. Säiliön ohitusnopeudeksi on oletettu 35 km/h ja-etäisyydeksi 10 m (Suolanen ym. 1999).

Tapahtuma Säteilyannos säiliön säteilystä(mSv)

Säiliön ohituksia 10 kpl 2⋅10-5 (2⋅10-6 mSv/ohitus)5 tunnin oleskelu säiliön lähellä (10 m:n etäisyydellä) 0,008Kokonaisannos ohituksista ja oleskelusta 0,008

Taulukossa tarkastellussa tapauksessaon oletettu, että säiliön ohitustilanteitaon kymmenen ja että vastaavana ajan-jaksona säiliön lähellä oleskellaansäiliön pysähdysvaiheiden yhteydessäenintään viisi tuntia. Nämä altistus-tilanteet vastaavat suuruusluokaltaanvuoden kuluessa aiheutuvaa enimmäis-altistusta Suomeen suunnitellullakuljetustiheydellä (Suolanen ym. 1999).

Kuljetusten aiheuttama säteilyaltistuskoskee tietenkin vain sitä väestönosaa,joka sijoittuu aivan reitin varrelle taijoka jostain syystä hakeutuisi seuraa-maan kuljetusta.

Usein kuljetus jollakin valitulla reitillätoteutetaan eri kuljetusmuotojen (maan-tie, juna tai laiva) yhdistelmänä. Erikuljetusmuodoista aiheutuvia säteily-

26

annoksia ja riskejä on hiljattain seikka-peräisesti selvitetty käytetyn poltto-aineen loppusijoituslaitoksen ympäris-tövaikutusten arvioinnin (YVA) yhtey-dessä tehdyssä tutkimuksessa (Suolanenym. 1999).

Tutkimuksessa laskettiin muun muassaväestön ja kuljetushenkilöstön kollektii-viset säteilyannokset RADTRAN mal-lilla 40 valitulle reitille (kuva 4.2).Tarkastellut reittivaihtoehdot suuntau-tuivat Olkiluodon ja Loviisan ydin-voimalaitoksilta loppusijoituksen paik-kaehdokkaille (Olkiluoto, Loviisa,Kivetty, Romuvaara). Kuljetusten tiheysmääräytyi ydinvoimaloissa kertyvästäpolttoainemäärästä ja loppusijoituslai-toksen kapasiteetista. Säiliötyypin jakuljetusmuodon mukaan kuljetustiheysoli 5–16 kuljetusta/vuosi. Keskimäärinoletettiin vuosittain kuljetettavan 110tU13.

Normaalikuljetuksissa väestölle yhteen-sä aiheutuvat säteilyannokset jäävätreittivaihtoehdosta riippumatta (ks.kuva 4.2) terveysvaikutusten kannaltakatsoen varsin turvalliselle14 tasolle:0,0002−0,014 manSv vuotta kohden.Väestöannoksesta valtaosa on pysäh-dyksistä ja muille reitillä matkustavilleaiheutuvaa annosta (noin 90 %). Mat-kustajia kauempana oleva muu väestö eialtistu säteilylle juuri lainkaan. Suurim-mat reittikohtaiset annokset aiheutuvatyleensä pisimmillä reiteillä. Pienimmätväestöannokset aiheutuvat reiteillä, joil-la pääkuljetusmuotona on laivakuljetus.Tutkimuksen tulosten perusteella nor-maalikuljetusten terveysriski on tarkas-telluilla reiteillä ja kuljetusmäärillä

13 tU=tonnia uraania.14 Vertailuna voidaan todeta, että 100 hengenryhmä saa luonnollisista säteilylähteistä jokatapauksessa 0,3 manSv vuodessa.

pienempi kuin yksi syöpäkuolema 1000kuljetusvuotta kohti.

Kuljetushenkilöille ja kuljetussäiliöidenkäsittelijöille aiheutuvat annokset jaterveysriskit ovat enimmillään noinseitsenkertaiset verrattuna väestönsaamaan säteilyannokseen. Tämäaiheutuu suoraan siitä, että kuljetus-henkilöt ja etenkin säiliöiden käsittelijättyöskentelevät kuljetussäiliön välit-tömässä läheisyydessä verraten pitkänajan. Säiliön käsittelystä aiheutuvaannos on suurempi kuin miehistölletarkastelluilla reittipituuksilla kuljetuk-sen aikana tullut annos. Erityisesti näinon laiva- ja junakuljetuksissa, joissamiehistö oleskelee etäällä kuljetus-säiliöistä.

Kuva 4.2 Normaalikuljetuksista väestölle, säiliön käsittelijöille ja kuljetushenkilöstölle aiheutuvat säteilyannokset (manSv/vuosi) loppu-sijoituslaitoksen ympäristövaikutusten (YVA) yhteydessä tehdyn tutkimuksen mukaan. Analysoituja reittivaihtoehtoja (TR) on yhteensä 40(Suolanen ym. 1999).

Olkiluoto - Hästholmenmaantie TR1maantie TR9maantie TR18

juna TR23laiva TR30

Olkiluoto - Kivettymaantie TR2maantie TR10maantie TR11

juna TR24Olkiluoto - Romuvaara

maantie TR3maantie TR4maantie TR12maantie TR13

juna TR25juna TR26laiva TR31laiva TR32laiva TR33laiva TR34

Hästholmen - Kivettymaantie TR5maantie TR6maantie TR14maantie TR15maantie TR19maantie TR20

juna TR27Hästholmen - Romuvaara

maantie TR7maantie TR8maantie TR16maantie TR17maantie TR21maantie TR22

juna TR28juna TR29laiva TR35laiva TR36laiva TR37laiva TR38laiva TR39laiva TR40

0,0000,0050,0100,015

Pysähdykset

0,000 0,001 0,002 0,003 0,004

Väestö reitillä Matkustajat reitillä

Kollektiivinen annosnopeus (manSv/vuosi)

0,00 0,02 0,04 0,06 0,08 0,10

Väestö yhteensä

Säiliön käsittelijät

Kuljetushenkilöstö

27

28

4.1.2 Häiriötapaukset

Kuljetuksen häiriötapauksina voidaanpitää tilanteita, joissa kuljetus joutuisipysähtymään suunniteltua pidemmäksiaikaa. Pysähtymisen syynä voisi esimer-kiksi olla tekninen vika kuljetuskalus-tossa tai odottamaton liikenneruuhka.

Jos oletetaan, että tekninen vika saadaankorjattua kahdeksan tunnin kuluessa –jonka ajan kuljetus siis on pysähtyneenä– aiheutuisi tästä 10 m:n etäisyydelläoleskeleville 50 henkilölle yhteensä0,0007 manSv:n annos ja 50 m:n etäi-syydellä 0,00002 manSv. Eniten altis-tuva ns. kriittiseen ryhmään kuuluvahenkilö saisi 10 m:n etäisyydelläkahdeksan tunnin kuluessa alle 0,02mSv:n annoksen. Käytännössä tällai-sessa tilanteessa rajoitettaisiin oleskeluasäiliön lähettyvillä ja tarvittaessa paran-nettaisiin säteilysuojausta säiliön ympä-rillä.

Paikallinen, vähäinen pintakontaminaa-tio kuljetussäiliön ulkopinnalla on myösmahdollista, jos laitoksella ei huolelli-sesti tarkasteta säiliöitä ennen kuljetus-ta. Radionuklideja saattaa nimittäintarttua säiliön ulkopintaan pakattaessapolttoaine-elementtejä kuljetussäiliöön.Korkean radioaktiivisuuden vuoksikuljetussäiliön pakkaaminen tapahtuuvälivarastolla vedenalaisesti.

Oletetaan, että Co-60:stä ja Cs-137:stämuodostuu säiliön ulkopinnalle paikalli-nen 10 000 Bq kokonaisaktiivisuus(esim. puolet aktiivisuudesta koboltistaja puolet kesiumista). Tunnin oleskelusäiliön vieressä (1–2 m:n etäisyydellä)aiheuttaisi noin 1 µSv:n annoksen, mikäon noin kymmenkertainen samana aika-na luonnon taustasäteilystä (0,1 µSv/h,vrt. kuva 4.1) aiheutuvaan annokseenverrattuna. Jos kaikki säiliön pinnallaoleva aktiivisuus syötäisiin tai hengitet-

täisiin, aiheutuisi tästä noin 0,5 mSv:nannossitouma. Säiliön ulkopinnan vä-häinen saastuminen ei siis aiheutaihmisille säteilyvaaraa.

4.1.3 Onnettomuustapaukset

Onnettomuustilanteiden lähtöoletuksenaon, että kuljetussäiliö menettäisi onnet-tomuuden seurauksena tiiviytensä15 jaradioaktiivisia aineita pääsisi vapautu-maan säiliöstä ympäristöön. Analyy-sissa selvitetään mikä olisi vaarallisenalueen suuruus kuljetussäiliön ympäris-tössä, tai mitkä olisivat väestölle sätei-lystä aiheutuvat varhais- ja myöhäis-vaikutukset. Itse laskentamenetelmiä ja–malleja on pääpiirteittäin kuvattu mm.aiemmassa tämän raporttisarjan rapor-tissa (Rasilainen ym. 2000).

Vakavuusasteiltaan erilaisten päästöti-lanteiden ja väestölle aiheutuvien vaiku-tusten haarukointi tehdään erityyppistenlaskentaskenaarioiden avulla. Seuraa-vassa esitettävien onnettomuustapaustenleviämis- ja annoslaskut on tehty ARA-NO-mallin avulla (Suolanen ym. 1999).

Realistisessa onnettomuustapauksessasäiliön on oletettu iskeytyvän toiseenajoneuvoon tai esteeseen siten, ettäsäiliön sisällä vaurioituu pienehkömäärä polttoainesauvoja (Suolanen ym.1999). Vaurioituneista polttoaine-sauvoista vapautuu radionuklideja ensinkuljetussäiliöön ja edelleen ympäris-töön. Säiliön ympäristössä olevalleihmiselle aiheutuvan säteilyannoksenodotusarvo sekä yksittäiseen säätilan-teeseen liittyvä annos on esitettykuvassa 4.3.

15 Tässä on kyseessä säteilyvaikutuksiayliarvioiva oletus, koska kuljetussäiliönimenomaan mitoitetaan kestämään erilaisiaonnettomuuksia.

29

1E-10

1E-09

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

1E-02

1E-01

1E+00

1E+01

0 20 40 60 80 100 120Etäisyys (km)

Säte

ilyan

nos

(Sv)

odotusarvo(50 v)sade & D-stab.(50 v)

Kuva 4.3 Yksilölle aiheutuvan säteilyannoksen odotusarvo realistisen päästönskenaariossa (yhtenäinen viiva). Katkoviivalla on kuvattu epäedullisen säätilanvaikutusta (Suolanen ym. 1999).

Kuvan säteilyannos on laskettu yhteen-sä pilvestä, hengityksestä ja laskeumas-ta. Annos vastaa 50 vuoden kuluessayksilölle kertyvää säteilyannosta eliperiaatteessa kuvataan elinaikaista an-nosta. Säteilyannoksen odotusarvoa las-kettaessa on otettu huomioon säätilan-teeseen liittyvä epävarmuus käyttämällätodellista vuoden kuluessa kertyvää jak-sottaista säätietoa. Mahdollisessa pääs-tötilanteessa vallitsevaa säätyyppiähänei etukäteen voida varmasti tietää.Ylemmässä yksittäisen, vakaan16 sää-tilanteen annoskäyrässä on mukanamyös sateen vaikutus. Suurin yksilölle50 vuoden kuluessakin aiheutuva annosjää 0,1 mSv:n alapuolelle ja aiheutuisikuljetussäiliön välittömässä läheisyy-dessä. Etäisyyden kasvaessa aiheutuvasäteilyannos laskee nopeasti, koska

16 Vakaassa säätilanteessa ilmakehässä eiesiinny merkittäviä lämpötilaeroja eikäsekoittumista.

päästöpilvi laimenee laskeuman japilven leviämisen vaikutuksesta.

Mielenkiintoinen kysymys on, millätavalla voimakas lämmönkehitys onnet-tomuustilanteessa vaikuttaa päästön le-viämiseen ja aiheutuviin säteilyannok-siin. Käytetyn ydinpolttoaineen kulje-tuskalustossa sinällään ei ole merkittä-västi palavaa materiaalia, mutta esi-merkiksi törmäys palavia aineita kuljet-tavaan ajoneuvoon voi käynnistää tuli-palon, jolloin myös radioaktiivisenpäästöpilven lämpösisältö kasvaa mer-kittävästi ja pilvi nousee tavanomaistahuomattavasti korkeammalle siihenkohdistuvan suuremman nosteen vaiku-tuksesta. Tällöin väestölle aiheutuvasäteilyaltistus on suurimmillaan vastanoin kilometrin etäisyydellä säiliöstä(kuva 4.4), koska siellä aiheutuisi suurinlaskeuma.

30

1

10-1

10-2

10-3

10-4

10-5

10-6

10-7

10-8

10-9

10-10

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

pilvi-annos

hengitys-annos

laskeuma-annos

Yhteensä

0,1 km

5 km

100 km

40 km20 km

1 km

Säte

ilyan

nos

(Sv)

Kuva 4.4 Yksilölle aiheutuva säteilyannos ”tulipaloskenaarion” (ns. terminen päästö)tapauksessa. Annokset on esitetty eri kertymisajoilla (1 kk, 1 v ja 50 v) sekä erietäisyyksillä (0,1 km:sta 100 km:iin). Realistinen päästö, vakaa säätilanne ja pouta.

Kuvassa 4.4 on esitetty yksilölle kerty-vät säteilyannokset yhden kuukauden(1 kk), yhden vuoden (1 v) ja 50 vuodenajalta realistisessa päästötapauksessa.Yhden kuukauden annoksia tarkastele-malla voidaan tehdä päätelmiä säteilynmahdollisista välittömistä (suorista) vai-kutuksista. Vuoden ja 50 vuoden annok-sen perusteella saadaan arvio myöhäis-vaikutuksista, kuten esimerkiksi syöpä-kuolemien esiintyvyydestä tulevaisuu-dessa.

Havaitaan, että hengityksestä ja laskeu-masta aiheutuvat annokset ovat lähesyhtä suuret ja ne ovat selvästi merkit-tävämpiä kuin pilvestä tuleva annos.

Pilvestä tuleva annos ei riipu tarkastelu-ajasta, koska annos aiheutuu välittö-mästi pilven ohikulkuajalla. Vuodenkuluessa yksilölle aiheutuva kokonais-annos on vain 0,0024 mSv yhden kilo-metrin etäisyydellä säiliöstä (Suolanenym. 1999).

Pahin ajateltavissa oleva liikenneonnet-tomuus on sellainen, jossa kaikkien säi-liön sisällä olevien polttoainesauvojensuojakuoret vaurioituvat. Tällöin enim-mäispäästö ympäristöön on vaurioi-tuneiden polttoainesauvojen kaasu-aukoista muodostuva kokonaisaktiivi-suus. Tapauksen säteilyvaikutuksia onhavainnollistettu kuvassa 4.5.

31

Kuva 4.5 Yksilölle aiheutuva säteilyannos pilvestä, hengityksestä ja laskeumastapahimmassa mahdollisessa onnettomuustilanteessa (kaikki kuljetussäiliössä olevatpolttoainesauvojen suojakuoret vaurioituvat). Säätilanne on oletettu vakaaksi japoudaksi.

Yksilölle aiheutuva vuosiannos olisitässä onnettomuustilanteessa kilometrinetäisyydelle saakka suurempi kuinsäteilyturvallisuusviranomaisten ydin-voimaloiden normaalikäytön väestö-annoksille asettama taso 0,1 mSvvuodessa. Polttoainesauvojen suoja-kuorien 100 % vaurioituminen ja kaikensäiliöön vapautuvan aktiivisuudenvuotaminen säiliöstä ympäristöön eikuitenkaan ole todennäköistä. Skenaarioantaakin kuvan ydinpolttoainekulje-tusten terveysvaikutusten vakavuudestapahimmillaan ja auttaa näin kuljetus-riskien suhteuttamisessa muihinriskeihin.

Liikenneonnettomuuksien lisäksi viit-teessä Suolanen ym. (1999) on tarkas-teltu skenaarioita, joissa aktiivisuudenvapautuminen säiliöstä ympäristöönaiheutuisi säiliön tahallisesta vakavastavaurioittamisesta. Laskentaoletuksenatutkimuksessa on, että tällainensabotaasi tapahtuisi tiheästi asutun taa-

jaman keskellä. Tapauksessa oletettiin,että kaikki jalokaasut, 5 % kesiumista ja0,4 % muista aineista vapautuisivaurioituneesta polttoaineesta ympäris-töön. Yksilölle aiheutuvia välittömiäsäteilyvaikutuksia säiliön lähettyvilläsaattaisi ilmetä vain, mikäli päästönaikana olisi voimakas sade.

Sabotaasitapauksesta aiheutuva väestö-annoksen17 ehdollinen18 odotusarvoolisi enintään 184 manSv, mistäaiheutuisi noin 12 vuosikymmenienkuluessa ilmenevää vakavaa myöhäis-vaikutustapausta. Näiden tilanteiden

17 Vertailun vuoksi voidaan todeta ettäanalyysissa tarkasteltu päästölle eniten altistuvanoin 50 000 hengen ryhmä saa luonnollisestataustasäteilystä vuodessa joka tapauksessaväestöannoksen 185 manSv eli täsmälleensaman arvon.18 Sabotaasin todennäköisyyttä ei ole otettuhuomioon, vaan oletettu sen todennäköisyy-deksi 1,0.

1

10-1

10-2

10-3

10-4

10-5

10-6

10-7

10-8

10-9

10-10

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

1 kk 1 v

50 v

pilvi-annos

hengitys-annos

laskeuma-annos

Yhteensä

0,1 km

5 km

100 km40 km

20 km

1 km

Säte

ilyan

nos

(Sv)

32

päästöt ja terveysvaikutukset riippuvatluonnollisesti voimakkaasti aiheutetunvaurion suuruudesta ja vaurioittamis-tavasta. Tavanomaiset terveysriskitolisivat myös oletettavasti tuolloinsäteilystä aiheutuvien riskien tasolla taisuurempia.

4.2 Loppusijoituslaitoksentoiminta

Käytetyn ydinpolttoaineen huolto-ohjel-massa suunnitellun kaltaista loppusijoi-tuslaitosta ei ole olemassa, jotenjatkossa esiteltävä turvallisuusanalyysion tältä osin teoreettinen. Toisaaltamaailmalla on vuosikymmenien käyttö-kokemuksia käytetyn ydinpolttoaineenjälleenkäsittelylaitosten toiminnasta.Verrattuna näihin sangen moni-mutkaisia teknisiä prosesseja sisältäviinlaitoksiin Suomeen suunniteltu loppu-sijoituslaitos on merkittävästi yksin-kertaisempi.

4.2.1 Työntekijöidensäteilyaltistus

Loppusijoituslaitoksen keskeisiä työvai-heita ovat polttoaineen vastaanotto,kapselointi kuumakammiossa, valmii-den kapseleiden siirto loppusijoitus-tilaan ja sijoittaminen loppusijoitus-reikiin (Kukkola 1999). Lisäksi säteily-vaikutusten tarkastelussa huomioonotettavia oheistöitä ovat määräaikais-huollot, kunnossapito ja siivous.

Käytetyn polttoaineen kuljetussäiliönvastaanotossa työntekijät työskentelevätsäiliön lähellä, tietyissä työvaiheissamyös säiliön pinnan tuntumassa. Tällöin

he altistuvat suoralle ulkoiselle sätei-lylle ja yhden kuljetussäiliön käsittelys-tä voi aiheutua enintään noin 0,0045manSv:n annos, joka jakautuu 1−2 työn-tekijälle (Rossi ym. 1999).

Vuosittain loppusijoituslaitoksessa käsi-tellään noin 25 kuljetussäiliötä, jolloinvastaanotossa työskenteleville aiheutu-va kollektiivinen vuotuinen säteilyannoson 0,11 manSv. Säteilyturvaohjeidenmukaan työntekijälle aiheutuva keski-määräinen annos saa olla enintään20 mSv vuodessa viiden vuoden kulues-sa. On siis mahdollista, että vastaanotto-työvaiheeseen eivät voisi koko ajanosallistua samat henkilöt. Kuljetus-säiliön käsittely loppusijoituslaitoksenvastaanotossa onkin eniten säteily-altistusta aiheuttava työvaihe, ja myö-hemmissä työvaiheissa säteilyn annos-nopeus ja aiheutuva altistus onnormaalikäytössä huomattavasti vähäi-sempää (kuva 4.6). Loppusijoituslaitok-sen työntekijöillä on kertyvää säteily-annosta jatkuvasti mittaava annosmit-tari, jolloin voidaan huolehtia siitä, ettäannos pysyy turvallisella tasolla.

Kuumakammiokäsittely, valmiiden kap-seleiden siirrot ja loppusijoitus voidaantehdä kauko-ohjatusti, jolloin ulkoinenannosnopeus on alle 0,0025 mSv/h.Siten näistä työvaiheista aiheutuvavuotuinen annos on vain noin 0,007manSv. Määräaikaishuolloista, kunnos-sapidosta ja siivouksesta on arvioituaiheutuvan 0,003 manSv:n annos.Yhteensä laitoksen työntekijöille kertyyvuodessa normaalikäytössä 0,12manSv:n annos. Vuotuinen terveysriskitästä säteilyannostasosta on vähäinen,kuva 4.6.

33

Kuva 4.6 Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituslaitoksen normaalikäytön eri työ-vaiheissa aiheutuvat kollektiiviset annokset ja vastaavat terveysriskit.

Muunnoskertoimena kuvan laskuissa onkäytetty kansainvälisen säteilysuojelu-komission (ICRP) suosittamaa arvoa0,05 tapausta/manSv (vrt. Liite A). Josoletetaan, että laitoksen käyttöikä onesimerkiksi 30 vuotta, niin koko käyttö-ajan seurauksena ei olisi tilastollisestiodotettavissa yhtään loppusijoituslaitok-sen normaalitoiminnoista myöhemminaiheutuvaa syöpäkuolemaa työnteki-jöille (0,2 tapausta/30 vuotta).

4.2.2 Väestön säteilyaltistus

Loppusijoituslaitoksen ympäristössäasuvan väestön osalta on tarkasteltuaiheutuvia säteilyannoksia laitoksennormaalikäytössä, toimintavirheissä tailaitevioissa sekä onnettomuustilanteissa.

Normaalikäytössä ympäristöön tapahtu-vat päästöt ovat tyypiltään lyhytkestoi-

sia, ajoittain vuoden kuluessa tapahtuviapäästöjä. Kapselointiprosessin kuluessaradionuklideja voi vapautua lähinnävioittuneesta tai laitoksella vioittuvastapolttoainesauvasta.

Todennäköisyyspohjaisessa annostenarvioinnissa on tarkasteltu useammassaeri osavaiheessa tapahtuvien päästöjenyhteisvaikutusta eniten altistuvalleväestöryhmälle (Rossi ym. 1999). Sää-tilanteeseen liittyvä epävarmuus on las-kelmissa otettu huomioon käyttämällävuoden kuluessa vallitsevaa todellistasäätilanteiden jakaumaa. Kriittiseen ryh-mään kuuluvan henkilön saama annoslaitoksen lähistöllä jää 50 vuodenkertymäajallakin alle 10 µSv poltto-ainetyypistä riippumatta (kuva 4.7).

0,001

0,01

0,1

1

Vastaanotto Kuumakammiokäsittely &kapselien siirrot

loppusijoitustilaan

Huolto, kunnossapito &siivous

Yhteensä

Ann

osno

peus

(man

Sv/v

uosi

)

0,00001

0,0001

0,001

0,01

Ris

ki (1

/vuo

si)

Annosnopeus Riski

34

Toimintavirheiksi luokiteltavia tapahtu-mia ovat esimerkiksi kytkentävirhe kul-jetussäiliön paineentasauksessa tai polt-toainenipun kolhinta kuumakammiossa.Nämä tapahtumat voivat johtaa 1−2polttoainesauvan kaasuaukkonuklidienvapautumiseen ja suodatettuun päästöönympäristöön. Laitevioista kriittiseenryhmään kuuluvalle henkilölle aiheutu-va vuosiannos olisi enintään noin0,5 µSv ja 50 vuoden kertymäajallaenintään noin 0,8 µSv (kuva 4.7).

Säteilyannoksissa on mukana ulkoinensäteily sekä ravinnosta aiheutuva sisäi-nen säteilyannos. Toimintavirheistäaiheutuvat annokset ovat selvästi pie-nempiä kuin häiriötilanteille asetettu100 µSv (= 0,1 mSv) annosraja.

Laitevioiksi luokiteltavia tapahtumiaovat esimerkiksi polttoainenipun kol-hinta laitevian seurauksena tai kosteu-den poistamiseen käytettävän autoklaa-vin ylikuumentuminen. Nämä tapahtu-mat voivat myös johtaa 1−2 sauvankaasuaukkonuklidien vapautumiseen.Laitevioista aiheutuvat annokset (kuva4.7) ovat samaa suuruusluokkaa kuinedellä toimintavirheiden tapauksessa.

Loppusijoituslaitoksen toiminnassamahdollisia onnettomuustilanteita ovatesimerkiksi kuljetussäiliön putoaminennostojen yhteydessä, kuljetussäiliönkannen putoaminen polttoainenippujenpäälle kuumakammiossa tai polttoaine-nipun putoaminen kuumakammiossa.Näissä onnettomuustilanteissa poltto-ainesauvoja vaurioituisi ja niiden tiiviysvoitaisiin menettää.

Vaurioituneiden sauvojen määrä jaympäristöön suodatettuna tapahtuva

päästö vaihtelevat onnettomuustyypinmukaan. Laitokselle asennettavien suo-dattimien lisäksi valtaosa hiukkasistalaskeutuu laitoksen tilojen ja putkistojenpinnoille eikä pääse vapautumaanympäristöön. Tämä johtuu siitä, ettälaitos on normaalisti alipaineistettu. Sensijaan pidättymättömien jalokaasujenoletetaan vapautuvan lähes täydellisestiympäristöön, mutta niistä ei aiheudulaskeumaa.

Onnettomuustilanteiden osalta loppu-sijoituslaitoksen turvallisuusvaatimus-ten mukainen säteilyannoksen enim-mäisarvo on 1 mSv. Suomeen suunni-tellulle loppusijoituslaitokselle äskettäintehdyssä alustavassa turvallisuusanalyy-sissa suurin arvioitu yksilöannos (Kuva4.7) on noin 0,7 mSv 50 vuodenkertymäajalla eli alle enimmäisarvon(Rossi ym. 1999).

Kollektiiviset annokset loppusijoitus-laitoksen ympäristössä normaalikäytön,häiriötilanteiden tai onnettomuuksienvuoksi ovat tarkastelujen mukaan varsinpieniä, luokkaa sadasosa manSv taipienempiä.

Loppusijoituslaitoksesta vapautuu jon-kin verran maailmanlaajuisestikin leviä-viä kaasumaisia nuklideja, kuten tritium(H-3), hiili (C-14), krypton (Kr-85) jajodi (I-129). Yhdistyneiden kansa-kuntien ionisoivan säteilyn vaikutuksiaarvioiva tiedekomitea (UNSCEAR)laatii päästöyksikköä kohti annosmuun-noskertoimia. UNSCEAR:n annos-muunnoskertoimien perusteella suunni-tellusta loppusijoituslaitoksesta (Rossiym. 1999) ei aiheudu maailman laajui-sestikaan merkittävää kollektiivistasäteilyaltistusta.

35

Kuva 4.7 Kriittiseen ryhmään kuuluvan henkilön annos 200 metrin etäisyydelläloppusijoituslaitoksen yhden vuoden päästöistä ilmakehään. Esitettyjen annostenylitystodennäköisyys on vain 0,5 % (Rossi ym. 1999).

4.3 Loppusijoitusperuskallioon

Käytetyn ydinpolttoaineen huolto-ohjel-massa suunniteltua syvälle peruskal-lioon louhittua loppusijoitustilaa ei olevielä olemassa. Siten tässä esiteltävätturvallisuusanalyysit ovat teoreettisiaetukäteistarkasteluja. Mutta toisaalta,vaikka täsmälleen suunnitellun kaltaisialoppusijoituslaitoksia olisikin olemassa,olisi turvallisuusanalyysin edelleenpohjauduttava samaan laskennalliseenlähestymistapaan. Tämä johtuu siitä,että loppusijoituksen pitkäaikaistur-vallisuuden arvioinnissa epävarmuudetliittyvät pitkän aikavälin tuleviin tapah-tumiin, eivät niinkään tämän päivänolosuhteiden mahdollisesti puutteel-liseen tuntemiseen.

Tässä luvussa tarkastellaan lähinnäTILA-99-turvallisuusanalyysissa loppu-

sijoituksen pitkäaikaisturvallisuudenarvioimiseksi laskettuja säteilyvaikutuk-sia. Syynä on se, että TILA-99 oliPosivan periaatepäätöshakemuksentausta-aineistona ja se on toistaiseksiyksityiskohtaisin suomalainen turval-lisuusanalyysi esim. paikkakohtaisentiedon hyödyntämisessä. Lisäksi seperustui pisimmälle vietyihin teknisiinsuunnitelmiin.

TILA-99-turvallisuusanalyysin perus-lähestymistapana on ollut laskea säteily-vaikutukset biosfäärissä yhden loppu-sijoituskapselin sisältämälle aktiivisuu-delle, kun se leviää pohjaveden mukanakallioperän kautta biosfääriin. Säteily-vaikutukset on laskettu erilaisille olete-tuille vapautumis- ja leviämistilanteille,toisin sanoen erilaisille skenaarioille,taulukko 4.2.

1,0E-09 1,0E-08 1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 1,0E-04 1,0E-03

Normaalikäyttö

Toimintavirheet

Laiteviat

Onnettomuudet

Annos (Sv)

50 vuoden annos 1 vuoden annos

36

Kaikkiaan TILA-99-turvallisuusanalyy-sissa tarkastellussa loppusijoitustilassaon noin 1400 kapselia (2 600 tU), joista530 sisältää Loviisan ja loput 870Olkiluodon ydinvoimaloiden käytettyäpolttoainetta (Vieno & Nordman 1999).

4.3.1 Herkkyystarkastelujentaustaa

Herkkyystarkastelut kartoittavat sellais-ten oletettujen tapahtumakulkujen (ske-naarioiden) vaikutuksia, joissa vertailu-tapausten keskeisimmät oletukset eivättoteudu sellaisenaan tai ollenkaan. Ver-rattuna vertailutapaukseen herkkyystar-kastelut edustavat nykytiedon valossaselvästi epätodennäköisempiä tapahtu-makulkuja. Epätodennäköisyyden japessimistisyyden aste vaihtelee voimak-kaasti eri tapausten välillä. On ehkäpaikallaan todeta, että vertailutapaus-tenkin määrittely sisältää viranomaisen(STUK) vaatimuksen mukaisesti run-saasti annosnopeuksien yliarviointiinjohtavia yksinkertaistuksia.

Yksi tällainen yksinkertaistus sisältyyjatkossa usein mainittavaan termiin"kapselin häviäminen". Termi tarkoittaasitä, että kun korroosion on oletettuläpäisseen kuparikapselin, koko loppu-sijoituskapselin toiminta vapautumis-esteenä oletetaan päättyneeksi. Kapselinoletetaan "hävinneen" samalla hetkellä,kun pistekorroosio yksittäisissä kohdis-sa läpäisee kuparivaipan.

Kupari-rautakapselin korroosioanalyy-sien mukaan kapselin ulompi kupari-kerros kestää korroosiota kallioperänolosuhteissa vähintään 100 000 vuotta.Vertailutapaukseen oletettiin kapselineliniäksi konservatiivisesti kuitenkin10 000 vuotta ja herkkyystarkasteluissaelinikäoletukset olivat: 0, 1 000, 10 000,100 000 ja 1 000 000 vuotta. Kapselinelinikä 0 vuotta vastaa oletusta, että

käytetty polttoaine loppusijoitettaisiinkapseloimattomana19, jolloin radionuk-lidien vapautuminen alkaa heti.

Toiseksi tarkasteltiin tapausta, jossakäytetty polttoaine rapautuisi kokonaan10 000 vuoden kuluessa. Kapselin"häviämisen" jälkeen alkava radionukli-dien vapautuminen tapahtuu tasaisesti10 000 vuodessa.

Kaikki Suomessa ja ulkomailla kiteises-sä kallioperässä tehdyt paikkatutkimuk-set viittaavat siihen, että loppusijoitus-syvyydessä vallitsevat pysyvät pelkis-tävät kemialliset olosuhteet, jotkarajoittavat merkittävästi radionuklidienliukoisuuksia.

Herkkyystarkasteluissa on tutkittu ta-pausta, jossa oletetuille pelkistävilleolosuhteille käytetään merkittävästi suu-rempia liukoisuuden arvoja. Niinikäänon tutkittu tapausta jossa käytetynpolttoaineen radioaktiivisuuden aiheut-tama pohjaveden radiolyysi vastoinnykyistä käsitystä muuttaisi kokoloppusijoitustilan ja sen lähialueenkemialliset olosuhteet hapettaviksi, elitilanne olisi radionuklidien vapautu-misen kannalta kemiallisesti pahinmahdollinen.

Loppusijoitustunnelien täyttämisellä,sen jälkeen kun kapselit on sijoitettuloppusijoitusreikiinsä, pyritään siihen,että tunneleista ei muodostu pohjavedenvirtaukselle ympäröivää kallioperääsuotuisampaa reittiä. Herkkyystarkaste-luissa on kuitenkin oletettu voimakaspohjaveden virtaus tunnelitäytteenlävitse.

19 Käytetyn ydinpolttoaineen korkean aktiivi-suuden takia loppusijoittaminen ei olisimahdollista ilman kapselia.

37

Taulukko 4.2 TILA-99-turvallisuusanalyysin skenaariostrategia (Vieno & Nordman1999). Pohjaveden virtaukseen ja kemiaan liittyvän paikkakohtaisen vaihtelevuudenhuomioon ottamiseksi skenaariot laskettiin järjestelmällisesti korkean ja alhaisenvirtaaman sekä makean ja suolaisen vesikemian neljälle yhdistelmälle. Herkkyystarkas-teluissa on kerrallaan muunneltu ainoastaan mainittuja parametreja, muut on pidettysamoina kuin vertailutapauksessa.

Analyysin vaihe Nimi YleiskuvausVaihe 0 Perustapaus Loppusijoitustila, päästöesteet ja kallioperä

käyttäytyvät nykytiedon valossa odotettavissaolevalla tavalla. Alunperin ehjät kupari-rautakapselitsäilyvät ehjinä hyvin pitkään eikä loppusijoitustilastavapaudu koskaan merkittäviä määriä radionuklideja

Vaihe 1 Vertailutapaukset Yhden kapselin oletetaan olevan alunperin viallinentai sen oletetaan "häviävän" 10 000 vuoden kuluttua.Pohjavesi on joko makeaa tai suolaista ja senvirtaama on joko keskimääräinen tai erittäinvoimakas

Vaihe 2 Herkkyystarkastelut Vertailutapausten keskeisten oletustensystemaattinen kyseenalaistaminen• kupari-rautakapselin eliniän variointi• polttoaineen rapautumisnopeuden variointi• radionuklidien liukoisuuksien nosto pitäen

olosuhteet pelkistävinä• radiolyysin aiheuttamat hapettavat olosuhteet

loppusijoitustilassa• radionuklidien leviäminen sijoitustunneleita pitkin• rajoitettu matriisidiffuusio kallioperässä• kulkeutumisreitillä nopeita ja hitaita

rinnakkaisreittejä• annoslaskennan muunnoskertoimien variointi• realistiset radionuklidien vapautumis- ja

pidättymisparametritVaihe 3 Poikkeustarkastelut Usein esitettyjä "mitä jos -tapauksia"

• korkea pohjaveden virtaama ja suolaisen vedenkemia

• puristettu bentoniitti korvattu murske-bentoniitti-seoksella

• kupari-rautakapselin raudan korroosionsynnyttämä kaasu syrjäyttää veden kanisterinläheltä

• jääkauden hapettavat sulamisvedet tunkeutuvatloppusijoitussyvyyteen kallioperässä

• jääkauden laukaisema kalliosiirros leikkaaloppusijoitustilaa

Kaikki laboratoriossa ja kentällä tehdytkivianalyysit Pohjoismaissa viittaavatsiihen, että kalliomatriisissa on yhtenäi-nen jatkuva huokosverkosto, johon kal-lioperässä virtaavasta vedestä leviävätradionuklidit voivat tunkeutua. Tämä

matriisidiffuusioksi kutsuttu ilmiöaiheuttaa vettäjohtavassa raossa etene-ville radionuklideille merkittävää pidät-tymistä. Herkkyystarkasteluissa on kui-tenkin tarkasteltu myös tilannetta, jossakalliomatriisin diffuusiolle avoin huo-

38

koisuus olisikin rajoittunut yksinomaanvettäjohtavan raon välittömään lähei-syyteen.

Perustapauksessa oletetaan pessimis-tisesti varsin lyhyt virtausaika, mutta eioteta huomioon pohjaveden keski-määräisen virtauksen hajaantumistarinnakkaisiin hitaisiin ja nopeisiinvirtauskanaviin, toisin sanoen reitti-dispersiota. Herkkyystarkastelussa ana-lysoitiin tilanne, jossa oletettiin huo-mattavan voimakas dispersio, jolloinnopeat kanavat saavat aikaan radio-nuklidipulssin keskimääräistä aikaisem-man ja vastaavasti hitaat kanavatkeskimääräistä hitaamman purkautumi-sen biosfääriin. Dispersion laimennustalisäävää vaikutusta ei ole erikseentarkasteltu.

Herkkyystarkastelussa analysoitiinmyös annoslaskennan muunnoskertoi-mien kasvattamista kertaluokalla perus-tapauksesta. Tämä tarkoittaa sitä, ettäsamasta aktiivisuuspäästöstä oletettiinsaatavan kymmenkertainen säteily-annos, toisin sanoen että kalliopohja-veden päästön laimennus on kymme-nesosa, tai että kriittisen ryhmän jäsensyö ja juo kymmenkertaisen osuudenbiosfääriin vapautuvasta aktiivisuu-desta. Lisäksi analysoitiin tapaus, jossaradionuklidit eivät biosfäärissä purkau-dukaan porakaivoon, vaan suoraanmereen.

Viimeinen herkkyystarkasteluin analy-soitu tapaus koski realististen – eliperustapaukseen verrattuna vähemmänpessimististen – vapautumis- ja kulkeu-tumisparametrien vaikutusta laskettui-hin annosnopeuksiin.

4.3.2 Poikkeustarkastelujentaustaa

Poikkeustarkasteluissa selvitettiin alankeskusteluissa ja kirjallisuudessa useinesitettyjen "mitä jos -tapausten" vaiku-tuksia laskettuihin annosnopeuksiin.Mitä jos -skenaarioita voidaan pitäääärimmäisen epätodennäköisinä, muttaei kuitenkaan mahdottomina.

Tehtyjen paikkatutkimusten mukaansuolainen pohjavesi on yleensä hidas-liikkeisempää kuin makea. Toisaaltasuolaisen pohjaveden olosuhteissa tek-nisten päästöesteiden toiminta heiken-tyy enemmän kuin makean pohjavedenolosuhteissa. Mitä jos -skenaario saa-daan, kun yhdistetään molempien vesi-tyyppien eniten turvallisuutta heiken-tävät ominaisuudet.

Sellainenkin tapaus on analysoitu, jossakapselin ympärille asetettavan, vettä-johtamattoman puristetun bentoniitti-saven ominaisuudet on korvattu tunneli-täytteenä käytettävän kivimurskeen jabentoniittijauheen seoksen ominaisuuk-silla. Tällöin pohjavesi voisi virratavapaasti kapselin ympärillä.

Kun vesi tunkeutuu aikanaan kupari-rautakapselin sisälle, on periaatteessamahdollista, että raudan korroosiossasyntynyt paineistunut kaasu työntääradionuklideista kontaminoituneen ve-den ulos kapselista. Merkittävien vesi-määrien mukaantulo edellyttää riittävänsuurta reikää kapselissa, mutta lisäksi"sopivaa" raudan korroosionopeutta:liian suuri korroosionopeus poistaaveden ennen kuin se on ehtinyt liuottaaradionuklideja, liian pieni puolestaan eikehitä tarpeeksi kaasunpainetta.

39

Toistuvat jääkaudet ovat Suomen le-veysasteilla väistämättömiä tulevaisuu-dessa, joten niiden vaikutusten haaru-koiminen on olennaista loppusijoituksenturvallisuusanalyysissa. TILA-99:ssä onanalysoitu kahta erilaista jääkausiske-naariota. Ensimmäisessä oletetaan, ettämannerjäätikön happipitoiset ja kemial-lisesti aggressiiviset sulamisvedet tun-keutuvat loppusijoitustilaan ja muut-tavat bentoniitin, täyteaineen ja kokokallioperän kemialliset ominaisuudethapettaviksi; pohjaveden virtaama ole-tetaan lisäksi erittäin suureksi.

Toisessa jääkausiskenaariossa on ole-tettu, että suuri jääkauden sulamis-vaiheeseen liittyvä kalliosiirros leikkaisiloppusijoitustilaa 30 000 vuoden kulut-tua20. Kalliosiirros rikkoisi yhdenkapselin, siirtäisi bentoniittisavea poiskapselin ympäriltä, voimistaisi merkit-tävästi pohjaveden virtausta loppu-sijoitustilan lävitse ja muutenkin kallio-perässä sekä aiheuttaisi hapettavat olo-suhteet kaikkialle kallioperään.

TILA-99 perustui kallioperä- ja pohja-vesitietojen osalta Hästholmenissa,Kivetyssä, Olkiluodossa ja Romuvaa-rassa useiden vuosien aikana tehtyihinjärjestelmällisiin paikkatutkimuksiin.Turvallisuusanalyysia ei kuitenkaantehty jokaiselle paikalle erikseen, vaanlaskentatapausten määrittelyssä otettiinhuomioon paikkojen21 ominaispiirteet.

20 Tämä on aikaisin mahdollinen suuren jäätikönsulamisajankohta.21 Nämä paikat olivat ehdolla loppusijoitus-paikaksi, periaatepäätöshakemukseensa Posivavalitsi ensisijaiseksi ehdokkaaksi Olkiluodon.

4.3.3 Laskettujasäteilyvaikutuksia

Kuvissa 4.8–4.11 on esitetty esimerk-kejä TILA-99-turvallisuusanalyysissalasketuista annosnopeuksista ajanfunktiona. Kuvat on ryhmitelty siten,että ensin esitetään vertailutapaus tar-kemmin ja sitten vaikutuksiltaan pahinanalysoitu poikkeustapaus. Sen jälkeentarkastellaan loppusijoituskapselin eris-tyskyvyn hyvyyttä luotaavia herkkyys-tarkasteluja.

40

Kuva 4.8 TILA-99 turvallisuusanalyysissa lasketut annosnopeudet vertailutapauksessa,jossa kapselin oletetaan ”katoavan” 10 000 vuoden kuluttua, pohjaveden olevanmakeaa ja pohjaveden virtaaman sijoituspaikkojen mediaanin22 tasoa. Kuva onmuokattu viitteen Vieno & Nordman (1999) pohjalta. Annosnopeusakselin suurin arvovastaa STUKin asettamaa enimmäisannosrajaa kriittiselle ryhmälle 0,1 mSv/a.

22 Mittaustulosjoukon mediaaniarvo on joukon "keskimmäisin" mittaustulos, jota pienempiä ja suurempiamittaustuloksia on lukumäärältään yhtä paljon. Mikäli mittaustuloksia on parillinen määrä, mediaaniarvoon kahden keskimmäisen luvun aritmeettinen keskiarvo. Esimerkiksi jos mittaustulokset ovat 1, 1, 3, 50ja 60, on mediaani 3. Jos mittaustulokset ovat 1, 1, 2, 3, 50 ja 60, on mediaani 2,5 (lukujen 2 ja 3 arit-meettinen keskiarvo).

Kuvassa 4.8 on esitetty keskeisimpienisotooppien yksittäiset annosnopeudetsekä yhteenlaskettu annosnopeus.Huomataan, että suurin annosnopeusaiheutuu nuklidista I-129, joka onverrattain pitkäikäinen (1,6·107 vuotta)uraanin halkeamistuote. Sen kokonais-määrästä 6 % oletetaan vapautuvanvälittömästi kapselin sisälle, mikänähdään pulssin alkupiikkinä. Sn-126

on lyhytikäisempi (1,0·105 vuotta)halkeamistuote; C-14 ja Cl-36 ovatreaktorin metalliosien lyhytikäisiä(vastaavasti 5,7·103 ja 3,0·105 vuotta)aktivoitumistuotteita. C-14:n pulssissanäkyy suoraan radioaktiivinen puoliin-tuminen, mutta Cl-36:n pulssin muotoselittyy sillä, että vapautumisen kestometalliosista oletettiin 10 000 vuodeksi.

41

Kuva 4.9 TILA-99-turvallisuusanalyysissa lasketut annosnopeudet kahdessa vertailu-tapauksessa (DC-ns50 ja DC-vhflowns) sekä kahdessa jääkauteen liittyvässäpoikkeustilanteessa (pgf ja gmw). Vertailutapauksissa radionuklidien vapautuminenalkaa hetkellä 10 000 vuotta ja poikkeustilanteessa pgf hetkellä 30 000 vuotta.Skenaariossa DC-ns50 pohjavesi oletetaan makeaksi ja virtaama on sijoituspaikkojenmediaanin tasoa, skenaariossa DC-vhflowns pohjavesi oletetaan makeaksi ja virtaamaerittäin nopeaksi. Skenaariossa pgf oletetaan jääkauden aiheuttavan kalliosiirroksenloppusijoitustilan kohdalle, skenaariossa gmw oletetaan hapettavan sulamisvedentunkeutuvan tilaan. Kuva on muokattu viitteen Vieno & Nordman (1999) pohjalta.Annosnopeusakselin suurin arvo vastaa STUKin asettamaa enimmäisannosrajaakriittiselle ryhmälle 0,1 mSv/a.

Kuvassa 4.9 nähdään ensinnäkin pohja-veden virtaaman suuri merkitys annos-nopeuksille (skenaariot DC-ns50 ja DC-vhflowns). Makean sulamisveden tun-keutuminen loppusijoitustilaan ei muutaolennaisesti annosnopeuksien tasoakorkean virtaaman tapauksesta, ajallistakäyttäytymistä kylläkin varhaisilla ajan-hetkillä.

Kalliosiirrostapaus on todella äärimmäi-nen mitä jos -skenaario ja kasvattaa näinollen voimakkaasti annosnopeuksiavälittömästi kapselin leikkautumisenjälkeen. Kalliosiirroksen syntyajankohta(30 000 vuotta) on valittu varhai-simpana mahdollisena ajankohtana

tulevan jääkauden tilapäisen perään-tymisvaiheen aikana, vrt. Vieno ym.(1985, 1992). Yhdestä kapselista aiheu-tuva annosnopeus on kuitenkin selvästiturvallisuuskriteerin (0,1 mSv/a) ala-puolella. Mikäli pystysuuntainen kallio-siirros osuisi loppusijoitustilaan pahim-malla mahdollisella tavalla, voisi koko-nainen tunnelillinen (60 kpl) kapseleitaleikkautua kerralla. Tässä tapauksessasäteilyvaikutus olisi noin 1,8 mSv/a elinoin puolet luonnon taustasäteilystä.

On ehkä paikallaan todeta, ettäskenaariossa pgf oletettu kalliosiirrosehjän kalliolohkon keskellä on äärim-mäisen epätodennäköinen. Tämä johtuu

42

siitä, että mahdolliset kalliojännityksetpurkautuvat geologisten tutkimustenperusteella mieluimmin olemassa oleviaruhjeita pitkin, koska niissä on ehjääkiveä pienempi liikuntaa vastustava

"kitka". Paikkatutkimuksissa haettiinnimenomaan selkeiden ruhjeidenrajaamaa kalliolohkoa loppusijoitus-paikaksi.

Kuva 4.10 TILA-99-turvallisuusanalyysissa lasketut annosnopeudet kahdessa vertailu-tapauksessa (DC-ns50 ja DC-sal50) sekä kahdessa kapselin eheyteen liittyvässäherkkyystapauksessa (SH-ns50 ja SH-sal50). Vertailutapauksissa radionuklidienvapautuminen alkaa hetkellä 10 000 vuotta ja herkkyystapauksissa heti kun vesiyhteyson muodostunut käytetyn polttoaineen ja vettäjohtavan raon välille. Skenaariossa DC-ns50 pohjavesi oletetaan makeaksi ja virtaama on sijoituspaikkojen mediaanin tasoa,skenaariossa DC-sal50 pohjavesi oletetaan suolaiseksi ja virtaama on sijoituspaikkojenmediaanin tasoa. Skenaariossa SH-ns50 oletetaan alunperin pieni reikä kuparikapseliinja pohjavesioletukset ovat kuin skenaariossa DC-ns50, skenaariossa SH-sal50 oletetaanalunperin pieni reikä kuparikapseliin ja pohjavesioletukset ovat kuin skenaariossa DC-sal50. Kuva on muokattu viitteen Vieno & Nordman (1999) pohjalta. Annos-nopeusakselin suurin arvo vastaa STUKin asettamaa enimmäisannosrajaa kriittiselleryhmälle 0,1 mSv/a.

Kuvasta 4.10 huomataan odotetusti, ettäkapselin "katoaminen" 10 000 vuodenkohdalla aiheuttaa heti katoamisensajälkeen selvästi suuremman annos-nopeuden, kuin alunperin viallinen(pienen reiän sisältävä) kapseli. Pohja-veden suolaisuudella ei ole vaikutustaannosnopeuksiin. Toisaalta alunperinviallisesta kapselista alkavat radio-

nuklidit vapautua käytännössä heti, kunyhtenäinen vesireitti kapselista kallio-perän vettäjohtaviin rakoihin on ehtinytmuodostua. Kuvasta huomataandiffuusion aiheuttama viive vapautu-misessa, koska laskussa yhtenäinenvesireitti oletettiin alusta alkaen.

43

Kuvasta 4.11 huomataan, että kapselin"katoamisen" ajankohta ei vaikutaenimmäisannoksen tasoon juuri lain-kaan. Annosnopeuspulssin ajankohtaluonnollisesti riippuu suoraan katoamis-ajankohdasta. Kuvaa lukiessa on huo-

mattava, että aika-akseli on logaritmi-nen, jolloin esitystavasta johtuen isom-milla ajanhetkillä pulssi näyttäisi kape-nevan.

Kuva 4.11 TILA-99-turvallisuusanalyysissa lasketut annosnopeudet vertailu-tapauksessa (DC-sal50) ja neljässä kapselin elinikään liittyvässä herkkyystarkastelussa(DC0, DC3, DC5 ja DC6). Vertailutapauksessa radionuklidien vapautuminen alkaahetkellä 10 000 vuotta ja herkkyystapauksissa määrätyillä ajanhetkillä. SkenaariossaDC-sal50 pohjavesi oletetaan suolaiseksi ja virtaama on sijoituspaikkojen mediaanintasoa. Skenaarioissa DC0, DC3, DC5 ja DC6 kapselin eliniäksi oletetaan vastaavasti 0,1 000, 100 000 ja 1 000 000 vuotta. Herkkyystapausten pohjavesioletukset ovat kuinskenaariossa DC-sal50. Kuva on muokattu viitteen Vieno & Nordman (1999) pohjalta.Annosnopeusakselin suurin arvo vastaa STUKin asettamaa enimmäisannosrajaakriittiselle ryhmälle 0,1 mSv/a.

4.4 Kansainvälisiä vertailuja

OECD:n ydinenergiajärjestön NEA(Nuclear Energy Agency) piirissä onperinteisesti seurattu eri jäsenmaissatehtyjä ydinjätteen loppusijoituksen tur-vallisuusanalyyseja. Vuonna 1994 pe-rustettiin tarkoitukseen erityinen työ-ryhmä IPAG (Working Group on Inte-grated Performance Assessment of

Deep Repositories) järjestelmällisenvertailun tekemiseksi. Tavoitteena oliyhtäältä kokemusten vaihtaminen tur-vallisuusanalyysin tekijöiden kesken jatoisaalta yleisarvion laatiminen turvalli-suusanalyysista ja sen keskeisistä osa-tekijöistä. Suomesta VTT Energia osal-listui työryhmän työskentelyyn aktiivi-sesti alusta asti.

44

IPAG-ryhmän työ porrastettiin eri vai-heisiin. Ensimmäisessä (IPAG-1) tar-kasteltiin osallistujamaissa äskettäin jul-kistettuja käytetyn ydinpolttoaineen tairunsasaktiivisten ydinjätteiden loppu-sijoituksen turvallisuusanalyyseja (10kpl) yleiskuvan saamiseksi nykyisestäkehitystasosta ja mahdollisista tulevai-suuden kehitystarpeista.

Ensimmäisen vaiheen havainnot julkais-tiin viitteessä IPAG (1997). VTTEnergian edustaja toimi työryhmänensimmäisen vaiheen puheenjohtajana.Tässä työssä tarkastellaan yksinomaanensimmäisen osan vertailuja, koska nesisälsivät eniten määrällisiä tuloksia.Kiinnostunut lukija saa hyvän kuvanIPAG-ryhmän työn jatkosuunnitelmistaviitteestä IPAG (1999).

Yksi ensimmäisen vaiheen havainto oli,että eri maissa tehtyjä turvallisuus-analyyseja ei ole aina helppo vertailla,mikä korostaa turvallisuusanalyysienselkeyden merkitystä. Vertailun vaikeusjohtui tietenkin osaltaan myös erilaisistageologisista oloista, teknisistä suunni-telmista ja turvallisuusanalyysien tavoi-tetasoista.

Toinen havainto on ollut, että paikka-tutkimusten ja turvallisuusanalyysien

välillä ei aina ole ollut parasta mah-dollista vuorovaikutusta. Tämä viittaalaajojen ja useita tieteenaloja sisältävientutkimusten koordinoinnin vaativuu-teen. Kolmas perushavainto on ollut,että paikallisia ja ajallisia epävarmuuk-sia on otettu huomioon eri tavoilla,joten ilmeisesti parasta tapaa ei vielä olelöydetty.

Kuvassa 4.12 on japanilaisessa H12-tur-vallisuusanalyysissa IPAG-1-työn poh-jalta laadittu yhteenvetoesitys eräistämaailmalla julkaistuista käytetyn ydin-polttoaineen tai jälleenkäsittelyjätteenloppusijoituksen turvallisuusanalyyseis-ta (JNC 2000). Kuvassa esitetyt lasken-tatapaukset edustavat kukin tekijöidensä'vertailutapauksia' (reference case).

Kuvasta nähdään ensinnäkin kaikkienvertailutapausten laaja, yli kolmenkertaluokan marginaali luonnon tausta-säteilyn arvoihin. Toinen havainto onannosnopeuskuvaajien verrattain erilai-set muodot eri analyyseissa, mikätietenkin heijastelee valitun vertailu-tapauksen tyyppiä. Eri analyyseissanämä vertailutapauksiksi kutsututkehityskulut siis vaihtelivat selvästi.

45

Kuva 4.12 Yhteenveto eräissä julkaistuissa turvallisuusanalyyseissa 'vertailu-tapauksina' esitetyistä annosnopeuskuvaajista (µSv/y = 0,001 mSv/vuosi) loppu-sijoitustilan sulkemisesta lasketun ajan funktiona (JNC 2000). Kuvaan on piirretty myöseri maiden turvallisuuskriteerien vaihteluväli sekä luonnon taustasäteilyn vaihteluväli.Suomen osalta turvallisuuskriteeri on 0,1 mSv/a (=100 µSv/a) ja luonnollisistasäteilylähteistä aiheutuvan säteilyannoksen keskiarvo on 3,1 mSv/a (= 3 100 µSv/a).

46

5. Mihin turvallisuus-analyyseissa

laskettuja päästöjätulisi verrata?

Tutkijapiireissä käydään jatkuvaa kes-kustelua 'sopivasta' vertailukohteestaturvallisuusanalyyseissa lasketuille an-nosnopeuksille. Aineksia keskusteluunantavat ensinnäkin opillinen eri-mielisyys siitä, miten pienten säteily-annosten terveysvaikutuksia tulisi yli-päätään arvioida (vrt. luku 2).

Toiseksi keskustelulle antaa aihettaturvallisuuskriteerien asettamisen perus-vaikeus. Mikäli kriteeri on liian löysä,sillä ei tietenkään ole toivottua tur-vallisuutta edistävää vaikutusta. Muttamikäli kriteeri on liian tiukka, ei silläole turvallisuutta edistäviä lisävaikutuk-sia, mutta sen noudattamisen valvomi-nen sitoo tarpeettomasti yhteiskunnanresursseja.

Tässä luvussa tarkastellaan aluksi tällähetkellä käytössä olevia Säteilyturva-keskuksen (STUK) valmistelemia tur-vallisuuskriteereitä. Sitten pohditaanyleisemmin kysymystä siitä, mitämahdollisia vertailukohtia turvallisuus-analyyseissa lasketuille radionuklidi-päästöille biosfääriin voisi olla.

5.1 Nykyisetturvallisuuskriteerit

Ydinjätehuollon turvallisuuskriteeritpohjautuvat olennaisesti kansainväli-seen yhteistyöhön. Varsinkin kansain-välisen Säteilysuojelukomission (ICRP,International Commission on Radio-logical Protection) ja Kansainvälisenatomienergiajärjestön (IAEA) suosi-

tukset ovat useimmissa maissanoudatettavien kriteerien taustalla (ks.esim. ICRP 1991, 1998a,b, 1999).Suomen tapauksessa ICRP:n suositustenohella erityisesti muut Pohjoismaat ovatluontevia yhteistyökumppaneita turval-lisuuskriteerejä asetettaessa.

Pohjoismaiset viranomaiset ovat jovuonna 1993 pohtineet turvallisuus-kriteereitä yhteisessä niin kutsutussalippukirjassaan (Snihs ym. 1993). Siinäesitetään ensinnäkin kohtuullisen hyvinennustettavan ajanjakson yksilölliseksimaksimiannosrajaksi 0,1 mSv/a. Toi-seksi lippukirjassa todetaan, että pitkänaikavälin yli loppusijoitustilasta peräisinolevien radionuklidien keskimääräistenvirtojen biosfääriin on oltava pieniäverrattuna vastaaviin luonnollisiin alfa-aktiivisten radionuklidien virtoihin.

Tällä hetkellä STUKissa on valmisteillavaltioneuvoston päätöstä 478/1999 täs-mentävä ohje YVL 8.4 käytetyn poltto-aineen loppusijoituksen pitkäaikaistur-vallisuudesta. Siinä käytetään lippu-kirjan mukaista annosnopeusrajoitustaluotettavasti ennustettavalle, muutamantuhannen vuoden ajanjaksolle sekäpitkällä aikavälillä nuklidikohtaisiapäästörajoja (Bq/a). Päästörajat onjohdettu siten, että yleinen suurinsallittu säteilyannosraja (0,1 mSv/a) onjaettu eri tyyppibiosfääreille lasketuillaannosmuunnoskertoimilla (Sv/Bq).

Säteilyannosten muunnoskertoimet onlaskettu altistusreitin mukaisesti erotel-len kaivo-, järvi- ja muille skenaariolle.Kaivoskenaario on keskeinen altistus-skenaario, koska kriittisen ryhmän ole-tetaan ottavan kaiken talousvetensäsaastuneesta kaivosta.

Järviskenaario pohjautuu Eurajoellaodotettavissa olevaan merenlahdenkuroutumiseen sisäjärveksi muutaman

47

tuhannen vuoden kuluessa. Syynä tähänon viime jääkauden jälkeinen maan-nousu.

Muissa altistusskenaarioissa on oletettu,että kyseinen järvi kuivataan tai että sesoistuu luonnollisesti. Lisäksi oletetaanvastaavasti, että kuivatun järven pohjaotetaan viljelyskäyttöön tai että suonturvetta käytetään fossiilisena poltto-aineena tai maanparannusaineena.

Edellä esitelty STUKin ohje on pohjim-miltaan annoslaskentaan pohjautuvamyös pitkän aikavälin osalta, koskanuklidikohtaiset päästönopeusrajat pe-rustuvat biosfäärianalyyseihin. Näinollen YVL 8.4 ohjettakin koskevatsamat yleiset epävarmuudet ja teknisetrajoitukset kuin kaikkea annoslaskentaakaukana tulevaisuudessa tapahtuvallealtistukselle.

5.2 Biosfääriskenaarioidenyleiset epävarmuudet

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoi-tuksen turvallisuuden arvioinnissa bio-sfäärissä tapahtuvan radionuklidien kul-keutumisen ja siitä aiheutuvan säteily-annoksen laskeminen sisältävät merkit-tävästi enemmän epävarmuuksia kuinkallioperälaskelmat.

Yksi syy biosfäärilaskennan epävar-muuksiin on, että biosfääri ja sen olo-suhteet muuttuvat kallioperään verrattu-na huomattavasti nopeammin. Suomennykyiset maakerrokset ovat peräisinviime jääkaudelta ja biosfääri jääkaudenjälkeiseltä 10 000 vuoden ajanjaksolta,kun taas kallioperä on yli miljardivuotta vanha.

Merenlahdista voi maannousun tulok-sena kuroutua järviä ja olemassa olevat

järvet voivat kasvaa umpeen ja ehkäsoistua tuhansien vuosien kuluessa.Kasvillisuus voi muuttua luonnollisistasyistä ja ihmisen vaikutuksesta. Mah-dollisten ilmaston muutosten vaiku-tusten arvioiminen on erittäin vaikeaa.Ilmaston muutokset voivat esimerkiksiolla seurausta kasvihuoneilmiöstä.

Toinen epävarmuuden lähde on, ettäihmisten radionuklideille altistumisentavoista joudutaan tulevaisuudessa mah-dollisesti tapahtuvassa altistumisessatekemään yksinkertaistavia oletuksia.Tämä liittyy erityisesti saastuneen ve-den käyttötapojen (esim. juominen taikastelu) ja erilaisten saastuneiden elin-tarvikkeiden kulutusmäärien arvioimi-seen.

Säteilyannoksen laskeminen pohjautuusuoraviivaisesti kulutettujen elintarvik-keiden ominaisaktiivisuuksien (Bq/kg)ja kulutusmäärien (kg/a) kertomiseenkeskenään. Kehon sisään juomavedentai ravinnon mukana kulkeutuvanaktiivisuuden muuntamiseksi annos-nopeuksiksi käytetään ICRP:n suosi-tusten mukaisia nuklidikohtaisianautinta-annoskertoimia (Sv/Bq).

Epävarmassakin tulevaisuudessa juo-daan kuitenkin vettä ja pääosaravinnosta on luultavasti viljatuotteita,koska ihmislajin mahdolliseen bio-logiseen evoluutioon liittyvät ruoka-valion ja aineenvaihdunnan muutoksettapahtuvat kuitenkin verrattain hitaasti.Kulttuuriset elintapojen muutokset voi-vat sen sijaan olla paljon nopeampia.

Edellä mainittujen annoslaskentaan liit-tyvien epävarmuuksien johdosta voi-daan ajatella, että jokin annosnopeuksiasuorempi vertailukohta olisi suotava.Esimerkiksi luonnon radionuklidivirtojaon esitetty yhtenä vertailukohteena,jolloin turvallisuusanalyysissa laskettuja

48

biosfääriin vapautuvia radionuklidivir-toja voisi suoraan verrata niihin. Tällöinvoitaisiin tältä osin kokonaan väistääannoslaskennan epävarmuudet.

5.3 Luonnonradionuklidivirrat

Luonnon radionuklidivirtojen perim-mäisenä syynä on radionuklideja sisäl-tävän kallioperän hidas rapautuminen,jolloin radionuklidit vapautuvat vedenkuljetettavaksi. Tämän jälkeen radio-nuklidit ovat osa maapallon laajuistageokemiallista kiertoa, vrt. luku 3.2.

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoi-tuksen turvallisuusanalyysissa lasketaanmyös biosfääriin purkautuva aktiivi-suusvirta (Bq/a). Tämän lasketuntuloksen vertailukohdaksi sopivat hyvinkyseiseltä loppusijoituspaikalta mitatutpaikalliset luonnonmukaiset radionukli-divirrat. Maapallon laajuisen geo-kemiallisen kierron yleiset virrat ovattässä hyödyllistä tausta-aineistoa.

Ruotsissa on tutkittu SITE-94 turvalli-suusanalyysiin liittyen Äspön maanalai-sen kalliolaboratorion ympäristön luon-nollisia radionuklidivirtoja verraten sys-temaattisesti (ks. esim. Miller ym. 1996,1997). Valittu paikka sopi näihin tutki-muksiin hyvin, koska se oli kyseisenturvallisuusanalyysin referenssipaikka.Näissä tutkimuksissa on kartoitettuloppusijoituksen turvallisuusanalyysinkannalta keskeisimpiä alkuainevirtoja.

Pohjaveden virtauksen kuljettama radio-nuklidivirta saadaan yksinkertaisestikertomalla veteen liuenneen radionukli-din pitoisuus (g/m3) pohjaveden virtaa-malla (m3/a). Virtaaman sijasta laskel-massa on kuitenkin helpointa käyttäätietyn pinta-alan yli laskettua virtaama-

nopeutta (m3/m2/a). Tällöin radionuk-lidivirrasta tulee vuo (g/m2/a).

Pohjaveden virtauksen kuljettamanradionuklidikuorman laskeminen edel-lyttää, että tutkittavan paikan hydro-logiset olosuhteet tunnetaan. Ensinnäkinon tunnettava tutkittavan alueen hydrau-linen gradientti eli virtauksen liikkeellepaneva voima (virtaus tapahtuu ainakorkeammasta potentiaalista alempaan,ts. "alamäkeen"). Toiseksi on tunnettavamallinnettavan kalliotilavuuden veden-johtavuus. Virtaamanopeus saadaannäiden kahden parametrin tulona.

Jääkauden aiheuttama kallioperän eroo-sio vapauttaa erodoituneen massansisältämät radionuklidit. Massavirranlaskeminen tapahtuu yksinkertaisestikertomalla kallioperän sisältämänradionuklidin pitoisuudella (g/kg) tietynajanjakson yli erodoitunut massa.

Erodoitunut massa saadaan kertomallaeroosionopeus (m/a) tarkastelupinta-alalla ja kallion tiheydellä (noin 2 700kg/m3). Miller ym. arvioivat jääkausi-eroosion arvoksi 0,34 mm/a. Jääkausi-eroosion nopeuden tarkka arvioiminenon erittäin vaikeaa, mutta yleensäSuomessa on arvioitu, että yksi jääkausikuluttaa kallioperää korkeintaan 10 m.Olettamalla jääkausijakson pituudeksi100 000 vuotta saadaan jääkausi-eroosion ylärajaksi 1·10-4 m/a.

Nykyisen, jääkausien välisen ajan,kallioperän eroosion ja rapautumisenaiheuttaa pohjoisilla leveysasteilla lä-hinnä kaksi mekanismia. Kallion me-kaaninen eroosio on etupäässä pakkas-eroosiota, joka aiheutuu veden jäätymi-sestä kallion pinnan pieniin halkeamiin.Kemiallinen rapautuminen johtuu kal-liomatriisin mineraalien kemiallisistareaktioista sadeveden kanssa. Sadevesi

49

on usein lievästi hapanta ja voimak-kaasti hapettavaa.

Miller ym. (1997) arvioivat mekaanisenja kemiallisen eroosion yhteenlasket-tuna olevan noin 1,5·10-6 m/a.Tämänkin suureen tarkka arvioiminenon erittäin vaikeaa, koska varsinkinkemiallinen rapautumisnopeus riippuukiven mineraalikoostumuksesta, mikävoi vaihdella paikasta toiseen. Palmotunluonnonanalogiahankkeessa arvioitiinmekaanisen eroosion nopeudeksi 1·10-6m/a ja kemiallisen rapautumisennopeudeksi 5·10-6 m/a (vrt. Blomqvistym. 2000).

Joet kuljettavat mukanaan radionuk-lideja periaatteessa kolmella tavalla:veteen liuenneena, vedessä olevina hie-noina hiukkasina (kolloideina) ja pohjaapitkin hitaammin etenevinä suurempinahiukkasina. Yleisessä kielenkäytössäjoen kuljettama massavirta tarkoittaakahta ensimmäistä. Sen laskeminen onperiaatteessa suoraviivaista: joen virtaa-ma (m3/a) kerrotaan radionuklidipitoi-suudella (g/m3).

Kokonaisvaltaisen luonnollisen paikka-kohtaisen radionuklidivirran laskemi-seksi oikein on vältettävä saman massa-virran laskemista useampaan kertaan.Esimerkiksi joissa kulkeva kuorma onjohdettavissa suurelta osin kallioperästärapautuneesta määrästä.

Miller ym. (1997) vertasivat tietynpinta-alan yli tapahtuvaa radionuklidienvirtaa, toisin sanoen radionuklidienvuota pohjaveden virtaukselle, jääkausi-eroosiolle ja nykyiselle eroosiolle.Tuloksena oli, että esimerkiksi uraanillejääkausieroosio aiheuttaa selvästi suu-

rimman vuon23 (noin 10 - 2 gU/m2/a),nykyeroosion aiheuttama vuo on ylikaksi kertaluokkaa pienempi (noin10 -5 gU/m2/a). Pohjaveden virtauksenaiheuttama vuo (noin 10-7 gU/m2/a) onedelleen noin kaksi kertaluokkaapienempi kuin nykyeroosion aiheuttamavuo.

Pohdittaessa luonnollisten radionukli-dien virtaa vertailukohteena loppusijoi-tustilan turvallisuusanalyysissa laske-tuille, tärkeä kysymys, joka on ratkais-tava ennen "luonnollisten kriteerien"käyttöönottoa, on se ajanjakso, jonka yliluonnollisia radionuklidivirtoja tar-kastellaan. Tämä ratkaisee nimittäinnäiden virtojen absoluuttisen tason.Mikäli jääkaudet, ja siis jääkausi-eroosio, otetaan huomioon, ovat luon-nolliset radionuklidivirrat noin sataker-taiset verrattuna tapaukseen, jossa vainnykyinen kallion eroosio otetaan huo-mioon.24

5.3.1 Luonnon analogiat

Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoi-tustilaa ei vielä ole fyysisesti olemassa,mutta sille on kuitenkin etukäteen tehtylaskennallisia turvallisuusanalyyseja.Loppusijoitustilaa ei siis voi tutkiakokeellisesti, minkä vuoksi luonnostaon etsitty sen omia järjestelmiä, jotkamuistuttavat joltain osin loppusijoitus-järjestelmää. Uraaniesiintymä perus-

23 Tässä vuo on ilmoitettu grammoina uraanianeliömetriä ja vuotta kohti.24 Miller ym. (1997) tarkasteli vain suoriakallion eroosion aiheuttamia uraanivirtoja.Tarkemmassa, esim. vesistöön purkautuvassamassavirran analyysissa tulisi tarkastella myösmaaperän erodoitumisen aiheuttamia uraani-virtoja, koska kallioeroosiossa vapautuva ainesjää osin maaperään, josta vapautuu vähitellenliukoiseen muotoon.

50

kalliossa on esimerkki sopivastaluonnon järjestelmästä, jota on tutkittuSuomessakin (Blomqvist ym. 2000).

Näitä luonnon analogioiksi kutsuttujakohteita tutkitaan, koska ne muistuttavatloppusijoitusjärjestelmää ja näin ollenanalogiasta saatavat tutkimustuloksetpätevät yhteisiltä osin myös itse loppu-sijoitusjärjestelmään. Erityisen arvok-kaita luonnon analogiat ovat, koskaprosessit ovat tapahtuneet pitkien ajan-jaksojen kuluessa ja täysin luonnon olo-suhteissa. Tällaisia kokeita ei voi miten-kään tehdä ihmisiän mittaisina ajan-jaksoina laboratoriossa eikä kallioperä-tutkimuksissa. Esimerkiksi toistuvienjääkausien vaikutuksia voidaan tutkialuonnon analogioista, koska tutkittavatpaikat ovat käyneet läpi kaikkiSuomessa olleet jääkaudet.

Suomessa eniten tutkittu luonnonanalogia on Palmotun uraaniesiintymä,joka on kaikkiaan noin 1,7 miljardiavuotta vanha. Uraania esiintymässä onnoin 1 000 tonnia epäsäännöllisinä juo-nina, jotka ulottuvat maanpinnalta aina-kin 300 metrin syvyyteen. Palmotunkallioperän ylimmässä 100 metrissä val-litsevat hapettavat ja alempana pelkis-tävät pohjavesiolosuhteet (Blomqvistym. 2000).

Palmotussa on toteutettu laaja paikka-tutkimusohjelma, jonka tuloksena onsaatu perusteltu käsitys uraanipitoi-suuksista kallioperän ja biosfäärin eriosissa. Taulukkoon 5.1 on koottu yhteeneräitä tämän työn kannalta kiinnostaviaPalmotussa havaittuja yleisiä uraani-pitoisuuksia.

Taulukko 5.1 Palmotussa mitattuja uraanipitoisuuksia pohjavedessä, pintavedessä,järvisedimentissä ja turpeessa. Pohjavesipitoisuuksien osalta arvot ovat tyypillisiäsuuruusluokkia, koska vaihtelu lukuisissa mittauspisteissä oli huomattava (vrt.Blomqvist ym. 2000).

Uraanilähde Uraanipitoisuus Kommentti

Hapettava pohjavesi 1·10-1 gU/m3 Ylin 100 metrin kerros kallioperässä

Pelkistävä pohjavesi 1·10-3 gU/m3 100 metrin alapuolinen kerros kallioperässä

Järvivesi 2·10-4 gU/m3 Palmottujärven tilavuus noin 500 000 m3

Järvisedimentti 8·10-3 gU/kg Pitoisuus ilmoitettu kuivapainoa kohti

Suo Palmottupuron varrella 9·10-2 gU/kg Pitoisuus ilmoitettu kuivapainoa kohti

Suo Palmottujärven vierellä 2·10-3 gU/kg Pitoisuus ilmoitettu kuivapainoa kohti

Palmotun biosfäärin osalta järvi-sedimentti sisälsi kokonaisuutena noin130 kgU ja suot noin 80 kgU ja 20 kgU.Järviveden jopa pelkistäviä pohjavesiäpienempi uraanipitoisuus viittaa siihen,että se saa suurimman osan vedestäänmuualta kuin Palmotun hapettavastapohjavedestä, sekä että tämä vesi

sisältää varsin vähän uraania. Suo-turpeiden uraanipitoisuudet ovat myösverrattain alhaisia, mikä niinikäänviittaa siihen, että kyseiset suot eivät oleuraanipitoisten hapettavien pohjavesienkeskeisiä purkautumispaikkoja.

51

5.4 Kansainvälisiäturvallisuusmittarihankkeita

Ydinjätehuollon turvallisuusanalyysientulosten välittäminen ei-asiantuntijoilleon osoittautunut vaikeaksi tehtäväksi.Tämä koskee erityisesti käytetynydinpolttoaineen loppusijoitusta. Yksisyy tähän lienee itse analyysien "jossit-televa" luonne, minkä takia perus-tellutkin johtopäätökset voidaan kokeavain yhdeksi mahdollisuudeksi monienjossitelmien joukosta. Tästä syystä onvireillä hankkeita, joissa haetaanvaihtoehtoisia vertailukohteita loppu-sijoituksen turvallisuudelle (ks. esim.IAEA 1994).

Vaihtoehtoisten turvallisuusperustelujenetsijät soisivat löytävänsä vähemmänteknisiä, helpompia ja paremmin ker-ralla avautuvia tapauksia luonnosta. Onhuomattava, että näitä vaihtoehtoisiaperusteluja ei ole mitenkään tarkoitettukorvaamaan laskennallista turvallisuus-analyysia tai kilpailemaan sen kanssa,vaan täydentämään ja tukemaan sitä.Niillä vain pyritään tarjoamaan yleis-tajuisempi, vähemmän insinöörimäinennäkökulma. Vaihtoehtoisia loppusijoi-tuksen turvallisuuden vertailukohteitaon käsitelty esimerkiksi viitteissä IAEA(1994), Gera ym. (1998) ja Wingefors& Westerlind (1998).

Kansainvälisessä atomienergiajärjes-tössä IAEA (International AtomicEnergy Agency) on menossa koor-dinoitu tutkimusohjelma turvallisuus-indikaattoreista. Tutkimusohjelmassakootaan eri maissa tehdyistä tutkimuk-sista tietokantaa luonnollisten radio-nuklidien pitoisuuksista ja virroistakallioperässä ja biosfäärissä. Säteily-turvakeskus osallistuu SuomestaIAEA:n tutkimusohjelmaan.

IAEA:n tutkimusohjelma on luonteel-taan paljolti jo tehtyjä kokeellisia mit-tauksia yhteenkokoava ja arvioiva. Sentuloksena saadaan aiempaa kattavampi,luotettavampi ja paremmin dokumen-toitu kuva erityisesti luonnon radio-nuklidien pitoisuuksista pohja- ja pinta-vesissä.

OECD:n Ydinenergiajärjestön NEAn(Nuclear Energy Agency) piirissä jokolmanteen vaiheeseensa ehtinyt turval-lisuusanalyysiryhmä IPAG-3 (WorkingGroup on the Integrated PerformanceAssessment of Deep Repositories) onmyös kiinnostunut turvallisuusanalyy-seja täydentävistä tarkasteluista. Niinäon mainittu muun muassa erilaiset tur-vallisuusindikaattorit, luonnon analo-giat, loppusijoituspaikan geologinen jageohydrologinen historia (paleohydro-geologia), asiantuntija-arvioinnit ja kan-sainvälinen tutkijayhteisön konsensus(ks. esim. NEA 2000b).

IPAG-3:n työtä voi yleisemmin kuvataluottamuksen rakentamiseksi turvalli-suusanalyyseja kohtaan, ja aihepiiristäon hyvä yhteenveto viitteessä NEA(1999). Tällä työllä on sikäli loogisetlähtökohdat että IPAG-hankkeen ensim-mäisessä vaiheessa IPAG-1 analysoitiintehtyjä turvallisuusanalyyseja (IPAG1997) ja toisessa vaiheessa IPAG-2niistä laadittuja arviointeja ja lausuntoja(IPAG 1999). Suomesta IPAG-3-hankkeeseen osallistuvat Posiva ja VTTEnergia.

Euroopan Unionin ydinenergian tutki-musohjelmaan kuuluvassa SPIN-projek-tissa (Testing of Safety and Perform-ance Indicators) tarkastellaan myösluottamuksen rakentamista turvallisuus-analyyseja kohtaan. Tarkemmin hank-keessa tutkitaan ja testataan loppu-sijoituksen vaihtoehtoisia toimintakyky-ja turvallisuusmittareita (mm. luonnon

52

radioaktiivisuusvirrat ja -pitoisuudet) japäästörajoja. SPIN-hanke toteutetaanpäällekkäisyyksien välttämiseksi yhteis-työssä edellä mainitun IAEA:n koor-dinoiman tutkimushankkeen kanssa.

Suomesta SPIN-projektin työhönosallistuu VTT Energia. VTT Energianosuudessa havainnollistetaan TILA-99-turvallisuusanalyysin väli- ja loppu-tuloksia (radionuklidien vapautumis-nopeudet polttoaineesta kapseliin, kap-selista lähialueelle, lähialueelta kallio-perään, kallioperästä biosfääriin; radio-nuklidien paikkajakaumat ajan funktio-na sekä niiden lopullisten hajoamis-paikkojen jakaumat) sekä verrataan niitäprojektissa testattaviin toimintakyky-mittareihin.

53

6. YhteenvetoRaportissa on havainnollistettu käytetynydinpolttoaineen suomalaisen huolto-suunnitelman arvioituja säteilyvaiku-tuksia. Säteilyvaikutusten ymmärtämi-nen on tärkeää, koska päätökset siitä,toteutetaanko Posiva Oy:n periaate-päätöshakemuksessaan esittämä huolto-suunnitelma, tehdään suurelta osinturvallisuusanalyysien perusteella.

Turvallisuusanalyyseissa laskettujen sä-teilyvaikutusten ymmärtäminen on vai-keaa monestakin syystä. Yksi syy on se,että säteilyannosten laskenta itsessäänsisältää paljon epävarmuuksia. Säteily-suojelun perusteista käydään jatkuvaakeskustelua kansainvälisissä alan järjes-töissä. Tämä epävarmuus koskee kokositä arviointiketjua, jolla ensin muunne-taan radionuklidipäästöt annosnopeu-deksi ja nämä edelleen terveysvaiku-tuksiksi.

Toinen syy ovat itse turvallisuus-analyysiin liittyvät erityisongelmat.Varsinkin maanalaisen loppusijoituksenpitkäaikaisturvallisuuden arviointiinliittyy pitkästä arviointiajasta johtuviaepävarmuuksia. Tämä epävarmuuskoskee olennaisesti koko sitä arviointi-ketjua, jolla lasketaan radionuklidi-päästöjä loppusijoitustilasta biosfääriin.

Ydinjätehuollon suunnitelma on herät-tänyt ihmisissä monenlaista huolta. Yksisyy huoleen voi olla se, että elinympä-ristömme kuvitellaan alunperin"puhtaaksi" radioaktiivisuudesta. Mikälinäin olisi, radionuklidien levittäminenympäristöön tuntuisi epäilyttävältä.

Maapallo on kuitenkin aina ollut lievästiradioaktiivinen asuinpaikka, ja kaikkienelollisten on evoluutionsa kuluessa ollutpakko sopeutua siihen. Ihminen kirjai-

mellisesti elää radionuklidien ympäröi-mänä, syö radionuklideja ja sisältääitsekin radionuklideja. Suomessa erialueilla tehdyt kartoitukset osoittavat,että kallioperän luonnollinen aktiivisuusja siitä seuraava pohjaveden radonpitoi-suus määräävät suurelta osin luonnolli-sen säteilyn tason maassamme. Huone-ilman radonpitoisuudet vaihtelevatrunsaasti maan eri osissa.

Käytetyn ydinpolttoaineen kuljetusriski-tarkasteluissa on arvioitu sekä työnteki-jöille että kuljetusreitin varrella asuvalleväestölle aiheutuvia säteilyannoksia.Tarkasteluissa on katettu normaalikulje-tukset, häiriö- ja onnettomuustapauksetsekä kuljetusten sabotointi. Normaali-kuljetuksissa annosnopeus kertyy suo-rasta säteilystä, joka vaimenee nopeastietäisyyden kuljetussäiliöön kasvaessa.Onnettomuuden todennäköisyys onyleisten liikenneonnettomuustilastojenvalossa sangen vähäinen. Tutkimuksenmukaan säteilyannokset jäävät luonnontaustasäteilyyn ja turvallisuuskriteerei-hin verrattuna varsin pieniksi.

Maanpäällisen loppusijoituslaitoksenkäytönaikaisen säteilyvaikutusten tar-kastelu kattoi niinikään sekä laitoksentyöntekijät että lähistöllä asuvan väes-tön. Tässäkin tapauksessa analysoitiinnormaalitoimintaa ja onnettomuus-tapauksia. Tutkimuksen mukaan sekätyöntekijöille että väestölle aiheutuvasäteilyaltistus jää vähäiseksi.

Maanalaisen loppusijoituksen turvalli-suusanalyysissa on arvioitu säteilyvai-kutuksia monien erilaisten radionukli-dien oletettua leviämistä kuvaavientapahtumaketjujen eli skenaarioidenavulla. Tarkastellut tapahtumaketjutjaettiin todennäköisimpään perus-skenaarioon, sitä epätodennäköisem-piin, mutta silti mahdollisiin erilaisiinmuunnelmiin sekä alan keskustelussa ja

54

kirjallisuudessa usein esitettyihinerittäin epätodennäköisiin "mitäjos -tapauksiin". Kaikissa tarkastelluissatapauksissa säteilyaltistus jäi alleluonnon säteilytaustan ja viranomaistenasettamien turvallisuusvaatimusten.

Tarkastelluista erittäin epätodennäköi-sistä mitä jos -tapauksista pahimmanpohjalta voidaan myös ajatella seuraa-vaa ehdotonta ääritapausta. Oletetaan,että jääkauden aiheuttama pystysuun-tainen kalliosiirros osuu pahimmallamahdollisella tavalla loppusijoitustilaanrikkoen kokonaisen loppusijoitustun-nelin kapseleineen (60 kpl). Tutkimuk-sen mukaan eniten altistuneen ryhmänannosnopeus olisi noin puolet vuotui-sesta luonnollisesta säteilyannoksesta.

Käytetyn ydinpolttoaineen huollon erivaiheita kuvaavissa turvallisuusana-lyyseissa laskettuja säteilyvaikutuksiaon yleensä verrattu viranomaisten aset-tamiin turvallisuuskriteereihin. Neperustuvat useimmiten kansainvälistensäteilysuojelujärjestöjen suosituksiin.Suomessa turvallisuuskriteerinä on0,1 mSv/a, mikä on noin kolmeprosenttia luonnon taustasta saatavastasäteilyannoksesta.

Pelkästään asetettuihin kriteereihin ver-taaminen ei kuitenkaan anna lasketuistasäteilyvaikutuksista kovin havainnollis-ta kuvaa. Tämän vuoksi turvallisuus-analyysin tueksi ollaan kansainvälisestihakemassa vaihtoehtoisia vertailu-kohteita. Tällaisina on muun muassamainittu luonnon radionuklidien virratja luonnon analogiat. Luonnon radio-nuklidivirtojen käyttö turvallisuus-analyysin vertailukohtana poistaisi peri-aatteessa kokonaan annoslaskennantarpeen. Luonnon analogioista suoma-laisittain kiinnostavin ja eniten tutkittuon Palmotun uraaniesiintymä.

Ydinjätehuollon turvallisuutta on tois-taiseksi arvioitu säteilyannoksia laske-malla. Todenmukaisen suuruusluokka-käsityksen saaminen elinympäristömmeluontaisesta radioaktiivisuudesta auttaaosaltaan asettamaan ydinjätehuollonarvioidut säteilyvaikutuksetkin oikeaanperspektiiviinsä.

55

KirjallisuusviitteetArvela, H. 1995. Residential radon inFinland: Sources, variation, modellingand dose comparisons. Helsinki:Säteilyturvakeskus. 87 s. + liitt. 80 s.(Report STUK-A124.)

ATS. 1988. Radioaktiiviset aineet jasäteily. Merkitys ydinvoiman tuotannonja ydinjätteiden loppusijoituksen turval-lisuudelle. Helsinki: Suomen Atomi-teknillinen Seura (ATS). 43 s.

Becker, K. 2001. Reflections on publicacceptance of nuclear energy and thelow dose issue. Atomwirtschaft, vol. 46,Heft 1, s. 54–58.

BEIR. 1990. Health effects of exposureto low levels of ionizing radiation(BEIR V). Committee on the BiologicalEffects of Ionizing Radiations.Washington, D.C.: National AcademyPress. 401 s.

Blomqvist, R., Ruskeeniemi, T., Kaija,J., Ahonen, L., Paananen, M., Smellie,J., Grundfelt, B., Pedersen, K., Bruno,J., Pérez del Villar, L., Cera, E.,Rasilainen, K., Pitkänen, P., Suksi, J.,Casanova, J., Read, D. & Frape, S.2000. The Palmottu natural analogueproject – Phase II: Transport ofradionuclides in a natural flow systemat Palmottu. Luxembourg: EuropeanCommission. 192 s. (Nuclear Scienceand Technology Series EUR 19611EN.)

Fyfe, W.S. 1979. The geochemicalcycle of uranium. PhilosophicalTransactions of the Royal Society ofLondon, A. 291, s. 433–445.

Gera, F., Vovk, I. & Wingefors, S.1998. The use of safety indicators,

complementary to dose and risk, in theassessment of radioactive wastedisposal. Vienna: International AtomicEnergy Agency. S. 255–262 (IAEATECDOC-1031.)

Hedvall, R. 1997. Activity concen-trations of radionuclides in energyproduction from peat, wood chips andstraw. Lund: Lund University. 65 s.(Väitöskirja.)

Helariutta, K., Rantavaara, A. & Lehto-vaara, J. 2000. Turvesoiden poltto-turpeen radionuklidit. Helsinki: Säteily-turvakeksus. 58 s. (Raportti STUKA143.)

IAEA. 1995. The Principles ofRadioactive Waste Management.Vienna: International Atomic EnergyAgency. (IAEA Safety Series No. 111-F.)

IAEA. 1990. Regulations for the safetransport of radioactive material. 1985Edition (As amended 1990). Vienna:International Atomic Energy Agency.(IAEA Safety Series No. 6.)

IAEA. 1994. Safety indicators indifferent time frames for the safetyassessment of underground radioactivewaste repositories. Vienna: Inter-national Atomic Energy Agency. 35 s.(IAEA TECDOC-767.)

ICRP. 1991. 1990 Recommendations ofthe International Commission onRadiological Protection. (ICRPPublication 60, Annals of the ICRP, Vol21, Nos.1–3.)

ICRP. 1998a. Radiological ProtectionPolicy for the Disposal of RadioactiveWaste. (ICRP Publication 77, Annals ofthe ICRP, Vol 27, Supplement 1997.)

56

ICRP. 1998b. Radiation protectionrecommendations as applied to thedisposal of long-lived solid radioactivewaste. (ICRP Publication 81, Annals ofthe ICRP, Vol. 28, Issue 4.)

ICRP. 1999. Protection of the public insituations of prolonged radiationexposure. The application of theCommission's system of radiologicalprotection to controllable radiationexposure due to natural sources andlong-lived radioactive residues. (Annalsof the ICRP Vol. 29, Issues 1–2.)

Ikäheimonen, T.K., Klemola, S., Ilus, E.& Sjöblom, K.-L. 1995. Monitoring ofradionuclides in the vicinities of Finnishnuclear power plants in 1991–1992.Helsinki: Säteilyturvakeskus. 96 s.(Report STUK-A121.)

IPAG (Working Group on IntegratedPerformance Assessments of DeepRepositories) 1997. Lessons learnt fromten performance assessment studies.Paris: OECD NEA. 129 s.

IPAG (Working Party on the IntegratedPerformance Assessments of DeepRepositories) 1999. Lessons learnt fromregulatory reviews of integratedperformance assessments. Paris: OECDNEA. 86 s.

Ivanovich, M. & Harmon, R.S. (eds.)1992. Uranium-series disequilibrium:Application to earth, marine andenvironmental sciences. Oxford:Clarendon Press. 910 s. ISBN 0-19-854278-X

JNC. 2000. H12: Project to establish thescientific and technical basis for HLWdisposal in Japan. Project overviewreport. Japan Nuclear Cycle Develop-

ment Institute, (Report JNC TN14102000-001.)

Karam, P.A. & Leslie, S.A. 1999.Calculations of background beta-gamma radiation dose through geologictime, Health Physics, vol. 77 nro 6, s.662–667.

Karttakeskus. 1992: Suomen kartasto,Vihko 123–126. Helsinki: Maan-mittaushallitus ja Suomen maantieteelli-nen seura. 58 s.

Kukkola, T. 1999. Loppusijoitus-laitoksen normaalikäytön, käyttö-häiriöiden ja onnettomuustilanteidenmääritys päästö- ja annoslaskentaavarten. Helsinki: Posiva Oy. 26 s.(Posiva Työraportti 99-17.)

Menon, S. & Pescatore, C. 1998.Dealing with naturally occurring radio-active materials, NEA Newsletter, Nro2, s. 18–22.

Miller, B., Smith, G., Savage, D.,Towler, P. & Wingefors, S. 1996.Natural radinuclide fluxes and theircontribution to defining licencingcriteria for deep geological repositoriesfor radioctive waste. RadiochimicaActa, vol. 74, s. 289–295.

Miller, W.M., Smith, G.M., Towler,P.A. & Savage, D. 1997. SITE-94.Natural elemental movement in thevicinity of the Äspö hard rocklaboratory. Stockholm: Statens Kärn-kraftinspektion. 93 s. (SKI Report97:29.)

NEA. 1997. Radiation in perspective.Applications risks and protection. Paris:OECD Nuclear Energy Agency. 94 s.

57

NEA. 1999. Confidence in the long-term safety of deep geologicalrepositories. Its development andcommunication. Paris: OECD NuclearEnergy Agency. 78 s.

NEA. 2000a. A critical review of thesystem of radiation protection. Firstreflections of the OECD NuclearEnergy Agency's Committee onRadiation Protection and Public Health(CRPPH). Paris: OECD. 20 s.

NEA. 2000b. Regulatory reviews ofassessments of deep geologicrepositories, Paris: OECD NuclearEnergy Agency. 132 s.

Osmond, J.K. & Cowart J.B. 1976. Thetheory and uses of natural uraniumisotopic variation hydrology. AtomicEnergy Review, vol. 14, nro 4, s. 621–679.

Paile, W. 2000. Muuttuuko säteily-suojelun perusfilosofia 2000-luvulla,Alara, nro 4, s. 14–16.

Rasilainen, K. & Vuori, S. 1999.Käytetyn ydinpottoaineen huolto –Suomalaisen suunnitelman pääpiirteet,Espoo: VTT Energia. 50 s. + liitt. 7 s.(VTT Tiedotteita 1953.)

Rasilainen, K., Suolanen, V, & Vuori,S. 2000. Käytetyn ydinpolttoaineenhuolto – Turvallisuuden arvioinninperusteet, Espoo: VTT Energia. 57 s.(VTT Tiedotteita 2033.)

Riekkola, R., Saanio, T., Kukkola, T. &Raiko, H. 2000. Loppusijoitustilojenesisuunnitelma, yhteenvetoraportti. Hel-sinki: Posiva Oy. 41 s. (Posiva Työ-raportti 2000-10.)

Rossi, J., Raiko, H., Suolanen, V. &Ilvonen, M. 1999. Käytetyn ydinpoltto-aineen loppusijoituslaitoksen normaali-käytön, käyttöhäiriöiden ja onnetto-muustilanteiden aiheuttamien säteily-annosten arviointi. Helsinki: Posiva Oy.85 s. (Posiva 99-16.)

Salo, A. 2000. Säteilysuojeluperi-aatteiden revoluutio tai evoluutio.Alara, nro 4, s. 17–18.

Salomaa, S. 2000. LNT-malli säteily-suojelun perustana. Alara, nro 4, s. 19–20.

Snihs, J.O., Johansson, G., Norrby, S.,Wingefors, S., Mustonen, R. &Ruokola, E. 1993. Disposal of highlevel radioactive waste. Considerationof some basic criteria. 64 s.

STUK. 1998. Suomalaisen säteilyannos.Alara, nro 3, s. 32.

STUK. 2000. Käytetyn polttoaineenloppusijoituksen pitkäaikaisturvallisuus.Ohje YVL 8.4. Luonnos 2, 20.9.2000,Helsinki: Säteilyturvakeskus. 9 s.

Suolanen, V., Lautkaski, R. & Rossi, J.1999. Käytetyn ydinpolttoaineenkuljetusten terveysriskien arviointi.Helsinki: Posiva Oy. 139 s. (Posiva 99-17.)

UNSCEAR. 1993. Sources and effectsof ionizing radiation. United NationsScientific Committee on the Effects ofAtomic Radiation (UNSCEAR) 1993.Report to the General Assembly, withScientific Annexes. New York, NY:United Nations. 922 s.

UNSCEAR. 2000. Sources and effectsof ionizing radiation. United NationsScientific Committee on the Effects of

58

Atomic Radiation (UNSCEAR) 2000.Report to the General Assembly, withScientific Annexes. New York, NY:United Nations, Volume I: Sources, 654s.

Weltner, A. 2000. Porakaivovedessäpiilee vaara. Alara, nro 2, s. 24–26.

Vieno, T. & Nordman, H. 1999. Safetyassessment of spent fuel disposal inHästholmen, Kivetty, Olkiluoto andRomuvaara. Helsinki: Posiva Oy. 253 s.(Report Posiva 99-07.)

Vieno, T., Hautojärvi, A., Koskinen, L.& Nordman, H. 1992. Käytetynydinpolttoaineen loppusijoituksen tur-vallisuusanalyysi TVO-92. Helsinki:Voimayhtiöiden ydinjätetoimikunta.250 s. (Report YJT-92-33.)

Vieno, T., Peltonen, E., Vuori, S.,Anttila, M., Hillebrand, K., Meling, K.,Rasilainen, K., Salminen, P., Suolanen,V. & Winberg, M. 1985. Käytetynydinpolttoaineen loppusijoituksenturvallisuusanalyysi. Häiriötilanteet.Helsinki: Voimayhtiöiden ydinjäte-toimikunta. 250 s. (Raportti YJT-85-23.)

Wingefors, S. & Westerlind, M. 1998.Säkerhetsindikatorer – olika sätt attvärdera slutforvar. Nucleus, Nr. 18, vol.4, s. 26–31.

Voutilainen, A. 1998a. Käytetyn ydin-polttoaineen loppusijoituspaikkavaihto-ehtojen ympäristön radioaktiivisetaineet ja ionisoiva säteily. Helsinki:Posiva Oy. 39 s. + liitt. 3 s. (PosivaTyöraportti 98-63.)

Voutilainen, A. 1998b. Porakaivovesisäteilee. Alara, nro 2, s. 7–8.

A1

Liite A:

ESIMERKKEJÄ NOUDATETTAVISTA SÄTEILYANNOSRAJOISTAJA SÄTEILYN VAIKUTUKSESTA IHMISEEN

Säteilyannos Selitys Vaikutus

0,000 1 Sv/a STUKin asettama turvallisuuskriteeriydinjätteiden loppusijoitukselle

Ei terveysvaikutuksia1

0,001 Sv/a Elintarvikkeiden sallittujen pitoisuuksienlähtökohtana oleva vuosiannos jatkuvassaaltistuksessa

Ei terveysvaikutuksia

0,002 Sv Suomessa odotettavissa olevakokonaisyksilöannos Tšernobylinlaskeumasta 50 vuoden ajalta

Ei terveysvaikutuksia

0,003 Sv/a Suomessa keskimääräinen luonnollinentaustasäteilyannos

Ei terveysvaikutuksia

0,005 Sv/a Elintarvikkeiden sallittujen pitoisuuksienlähtökohtana oleva vuosiannoslyhytkestoisessa altistuksessa

Ei terveysvaikutuksia

0,02 Sv/a Säteilyvaarallisessa työssä olevalle sallittujatkuva enimmäisannos

Ei terveysvaikutuksia

0,5–1 Sv Säteilyonnettomuustilanne Säteilysairausoireita alkaa ilmetä

3–4 Sv Vakava säteilyonnettomuustilanne2 Noin puolet annoksen saaneistakuolee muutamassa viikossa elleitehokasta hoitoa ole saatavissa

40–60 Sv Erittäin vakava säteilyonnettomuustilanne Hermosto ja ruuansulatuskanavatuhoutuvat nopeasti. Kuolema parinviikon sisällä

Säteilyn aiheuttamat terveysvaikutukset jaetaan saadun säteilyannoksen mukaan jokostokastisiin myöhäisvaikutuksiin tai deterministisiin välittömiin vaikutuksiin (ks. esim.Toivonen ym. 1988, Auvinen ym. 1994, Mustonen 1995). Stokastinen säteilyannosaluekattaa sen alueen, jolla ei ole välittömiä terveysvaikutuksia (Suomessa 0,003–0,5 Sv/a).Deterministinen alue alkaa stokastisen säteilyannosalueen ylärajasta (0,5 Sv/a).Deterministellä alueella vauriot kasvavat nopeasti annoksen mukana. Taulukko onkoottu lähinnä viitteen ATS (1988) pohjalta.

1 Ei välittömiä terveysvaikutuksia, mutta pienikin säteilyannos voi periaatteessa lisätä stokastistenmyöhäisvaikutusten esiintymistodennäköisyyttä.2 Vakavimmissa säteilyonnettomuuksissa on ollut kyse ihmisen aiheuttamasta hallitsemattomastaketjureaktiosta.

A2

Pienemmillä säteilyaltistuksilla aiheutuvat stokastiset vaikutukset johtuvat solu-mutaatioista. Stokastiset vaikutukset ovat satunnaisia kuitenkin niin, että esimerkiksisyövän tai perinnöllisen sairauden kehittymisen todennäköisyys kasvaa altistuksenkasvaessa. Kansainvälisen Säteilysuojelukomission ICRP omaksuma arvio3 elinikäisellesyöpäriskille on 5·10-2 1/Sv ja perinnölliselle haitalle ensimmäisessä sukupolvessa0,4·10-2 1/Sv. Näin ollen esimerkiksi luonnollisesta taustasäteilystä (0,004 Sv/a)aiheutuisi koko Suomessa nyt elävälle väestölle (5 miljoonaa henkeä) laskennallisestikaikkiaan noin 1 000 syöpätapausta vuodessa.

Taustasäteilyn aiheuttama laskennallinen syöpäriski valtakunnan tasolla (1 000 tapaustavuodessa) vaikuttaa verrattain suurelta, koska Suomessa havaittiin esimerkiksi vuonna1997 noin 10 000 syövästä johtuvaa kuolemantapausta (esim. Tilastokeskus 2000).Todellisuudessa taustasäteilyn aiheuttama syöpäriski on ilmeisesti pienempi, koskaICRP:n muunnoskerroin perustuu pienten säteilyannosten terveysvaikutuksiayliarvioivaan lineaariseen teoriaan.

Suuremmilla säteilyaltistuksilla aiheutuvat deterministiset haitat johtuvat solu-kuolemista. Nimitys deterministinen johtuu siitä, että vaikutuksen ilmaantuminen onvarmaa, kun altistus on riittävän suuri. Tšernobylin reaktorionnettomuudessa vuonna1986 pahiten altistuneet työntekijän saivat ulkoista gamma- ja beeta-säteilyä 1–16 Sv.Esimerkiksi annosluokassa 6–16 Sv kuoli altistuneesta 21 hengen ryhmästä 20 (CRPPH1995). Tokaimuran polttoainetehtaan onnettomuudessa vuonna 1999 sai kolme tehtaaneniten altistunutta työntekijää alustavan arvioin mukaan samaa luokkaa olevatsäteilyannokset (IAEA 1999). Työntekijöiden ennusteet vaihtelivat säteilyannoksenmukaan mahdollisesta toipumisesta huonoon. Tosin se työntekijä, jolle ennustettiinmahdollista toipumista saa tietenkin kohonneen stokastisen riskin.

Aiheesta enemmän

ATS. 1988. Radioaktiiviset aineet ja säteily. Merkitys ydinvoiman tuotannon jaydinjätteiden loppusijoituksen turvallisuudelle. Helsinki: Suomen AtomiteknillinenSeura (ATS), 43 s.

Auvinen, A., Castrén, O., Hyvönen, H., Komppa, T., Mustonen, R., Paile, W., Rytömaa,T., Salomaa, S., Servomaa, A., Servomaa, K. & Suomela, M. 1994. Säteilyn lähteet javaikutukset, Helsinki: Säteilyturvakeskus, 193 s. (STUK-A117.)

CRPPH. 1995. Chernobyl ten years on. Radiological and health impact. An Assessmentby the NEA Committee on Radiation Protection and Public Health, Paris: OECDNuclear Energy Agency, 70 s.

3 Riskiarvio voidaan antaa joko yksilöannosta (Sv) tai kollektiivista annosta (manSv) kohti, koska se onsama sekä yksilölle että ryhmälle. Säteilysuojelussa sovelletaan lineaarista säteilyriskimallia, jolloinyksilöannoksia voidaan summata vapaasti. Kollektiivinen annos on yksinkertaisesti yksilöannostensumma.

A3

IAEA. 1999. Report on the preliminary fact finding mission following the accident atthe nuclear fuel processing facility in Tokaimura, Japan, Vienna: International AtomicEnergy Agency, 35 s.

Mustonen, R. (toim.) 1995. Säteilysuojelun periaatteet ja ohjeelliset toimenpidetasotonnettomuustilanteessa, Helsinki: Säteilyturvakeskus, 19 s. (STUK-B-VYK 3.)

Tilastokeskus. 2000. (http://www.tilastokeskus.fi/tk/tp/tasku/taskus_terveys.html)

Toivonen, H., Rytömaa, T. & Vuorinen, A. (toim.) 1988. Säteily ja turvallisuus,Helsinki: Säteilyturvakeskus, 640 s.

B1

Liite B:

ANNOSLASKENNAN TERMEJÄ JA PERUSTEITA

Absorboitunut annos D (D = dE/dm)

Ionisoivasta säteilystä aineeseen siirtynyt ("imeytynyt") keskimääräinen energia (dE)jaettuna aineen massalla (dm) (J/kg). Absorboituneen annoksen yksikkö on gray (Gy).

Ekvivalenttiannos H (H = D·QF)

Absorboituneen annoksen ja säteilyn tyypistä riippuvan laatukertoimen QF (qualityfactor) tulo. Laatukerroin kuvaa aineeseen siirtyneen energian jakautumisen biologisiavaikutuksia. Eri säteilytyyppien biologiset vaikutukset vaihtelevat, vaikka itse fysi-kaalinen absorboitunut annos olisikin sama. Yleisimpiä laatukertomia on esitettyTaulukossa 1.

Taulukko 1. Eri ionisoivien säteilylajien annoslaskennan laatukertoimia.

Ionisoivan säteilyn tyyppi Ekivivalenttiannoksen laatukerroin

Röntgen- ja gammasäteily sekä elektronit QF = 1

Neutronit, protonit sekä hiukkaset, joiden lepomassaon suurempi kuin yksi atomimassayksikkö ja varauson yksi alkeisvaraus ja joiden energia onmäärittämätön QF = 10

Alfahiukkaset sekä hiukkaset, joiden varaus onsuurempi kuin yksi alkeisvaraus ja joiden energia onmäärittämätön QF = 20

Ekvivalenttiannoksen yksikkö on sievert (Sv = J/kg). Mikäli absorboitunut annos onilmaistu grayna, saadaan ekvivalenttiannoksen yksiköksi suoraan sievert. Yleensäpuhuttaessa 'säteilyannoksesta' tarkoitetaan kokokehon ekvivalenttiannosta, jossa säteilyon kohdistunut tasaisesti koko kehoon. Annoslaskennan periaatteista ja käytännöstä onhyvä esitys viitteessä Toivonen ym. (1988).

Esimerkiksi 1 mGy:n absorboitunut annos antaa ekvivalenttiannoksen 1 mSv, mikälikyse on gammasäteilystä, mutta ekvivalettiannoksen 20 mSv, mikäli kyse olialfasäteilystä.

Ionisoiva säteily

Riittävän energinen säteily, joka vuorovaikuttaessaan atomin kanssa voi irrottaa sentiukassa olevia elektroneja elektronikuoriltaan Tällöin atomista tulee varautunut ioni.

B2

Viite

Toivonen, H., Rytömaa, T. & Vuorinen, A. (toim.) 1988. Säteily ja turvallisuus.Helsinki: Säteilyturvakeskus, 640 s. ISBN 951-860-933-0

Julkaisija

Vuorimiehentie 5, PL 2000, 02044 VTTPuh. (09) 4561Faksi (09) 456 4374

Julkaisun sarja, numero jaraporttikoodi

VTT Tiedotteita 2080VTT–TIED–2080

Tekijä(t)Rasilainen, Kari, Suolanen, Vesa & Vuori, Seppo

NimekeKäytetyn ydinpolttoaineen huoltoTurvallisuusanalyyseissa laskettujen säteilyvaikutusten havainnollistaminen

TiivistelmäJulkaisussa havainnollistetaan käytetyn ydinpolttoaineen huollon turvallisuusanalyyseissalaskettuja säteilyvaikutuksia. Kuvaus perustuu suomalaiselle huoltosuunnitelmalle viimeksitehtyihin turvallisuusanalyyseihin. Ensiksi pohditaan kysymystä, miksi säteilyvaikutustenymmärtäminen on vaikeaa. Elinympäristömme luontaista radioaktiivisuutta tarkastellaan useastanäkökulmasta, samoin sivutaan ihmisen ja muun eliöstön sopeutumista siihen. Suomalaisissakäytetyn ydinpolttoaineen huollon turvallisuusanalyyseissa laskettuja säteilyvaikutuksia esi-tellään seikkaperäisesti. Tarkasteltuja huollon vaiheita ovat käytetyn ydinpolttoaineen kuljetuksetydinvoimaloista loppusijoituspaikalle, maanpäällinen loppusijoituslaitos sekä varsinainen loppu-sijoitus peruskallioon noin 500 metrin syvyyteen. Kahdessa ensimmäisessä huollon vaiheessasäteilyvaikutukset on laskettu sekä työntekijöille että lähiseudun asukkaille. Loppusijoituksenpitkäaikaisturvallisuuden analyysissa säteilyvaikutukset on laskettu vain lähiseudun asukkaideneniten altistuneelle ryhmälle. Lopuksi pohditaan sitä, mihin turvallisuusanalyyseissa laskettujasäteilyvaikutuksia tulisi verrata ottaen huomioon säteilyannosten laskennan yleiset epävar-muudet.

Avainsanatnuclear waste management, spent fuels, repositories, safety analysis, radiation effects, radiation protection,transportation, radiation doses, accidents, failures

ToimintayksikköVTT Energia, Ydinenergia, Tekniikantie 4 C, PL 1604, 02044 VTT

ISBN Projektinumero951–38–5793–X (nid.)951–38–5794–8 (URL: http://www.inf.vtt.fi/pdf/)

N7SU00133

Julkaisuaika Kieli Sivuja HintaMaaliskuu 2001 suomi 58 s. + liitt. 5 s. B

Projektin nimi Toimeksiantaja(t)Kauppa- ja teollisuusministeriö, Säteilyturvakeskus

Avainnimeke ja ISSN Myynti:VTT Tiedotteita – Meddelanden – Research Notes1235–0605 (nid.)1455–0865 (URL: http://www.inf.vtt.fi/pdf/)

VTT TietopalveluPL 2000, 02044 VTTPuh. (09) 456 4404Faksi (09) 456 4374