Upload
makshanovs
View
76
Download
19
Embed Size (px)
DESCRIPTION
The possibilities of raising the efficiency of Nuclear Power Plants (NPP) wereexplored in this Bachelor’s work. Factors which have an influence on the level of NPPefficiency were explored. Technologies of energy production in nuclear power plants weredescribed as well as ways of possibly increasing utilization of the produced energy. Currentpower reactors, with operational status, and statistical data were summarized with the aim ofdefining factors which have an influence on NPP efficiency and to clarify the degree of theirinfluence. The aim of the work is to discover ways of raising the efficiency of NPP. Thiswork establishes the following tasks: to perform an analysis of the limits of present nucleartechnologies, the possibilities of raising the efficiency of present technologies, and thepossibilities of raising the efficiency of NPP’s using next-generation technologies.The work consists of four chapters. The first chapter describes the basic theory ofnuclear reactors, their main characteristics, and existent nuclear technologies. It also exploresthe availability of nuclear fuel in the world and its expenses.Ways of converting thermal energy into electrical energy are described in chapter two.Methods of making fuller use of thermal energy are also presented.In the third chapter, criteria of NPP efficiency are given. Current power reactors, withoperational status, and statistical data are summarized with the aim of defining factors whichhave an influence on NPP efficiency and clarifying the degree of their influence. Nuclearsafety indicators in different nuclear technologies are also analyzed.In the fourth chapter, ways of raising the efficiency of nuclear power plants areanalyzed. Next-generation nuclear technologies and high–efficiency NPP nuclear fuel cyclefeatures are analyzed.
Citation preview
RĪGAS TEHNISKĀ UNIVERSITĀTE Enerģētikas un elektrotehnikas fakultāte
Enerģētikas institūts
Andrejs Makšanovs
Enerģētikas un elektrotehnikas bakalaura programmas students (stud. apl. Nr. 073NEB008)
„ATOMELEKTROSTACIJU EFEKTIVITĀTES PAAUGSTINĀŠANAS IESPĒJAS”
Bakalaura darbs
Zinātniskais vadītājs Asoc.prof. Dr.sc.ing.
O. Linkevičs
Rīga 2011
2
Studenta gatavojums un darba novērtējums
Ar savu parakstu apliecinu, ka diplomdarbs ir izstrādāts Rīgas Tehniskas universitātes
Enerģētikas un elektrotehnikas fakultātē patstāvīgi, nav bijis iesniegts citai institūcijai
izvērtēšanai, nav bijis pilnā apjomā iepriekš publicēts.
Darba autors: students Andrejs Makšanovs ................................................................................ /paraksts, datums/
Zinātniskais vadītājs: Asoc.prof. Dr.sc.ing. O. Linkevičs.........................................................
/paraksts, datums/
Bakalaura darbs ieteikts aizstāvēšanai: Profesors, Dr.hab.sc.ing. V. Čuvičins ..........................................................................................
/paraksts, datums/
Bakalaura darbs aizstāvēts 2011. gada ’’.......’’ ’’....................................sēdē un novērtēts ar atzīmi...........................(......)
Darbu pieņēma komisija sastāvā: Priekšsēdētājs........................................................ Sekretārs................................................................ Locekļi.................................................................. ............................................................................... ...............................................................................
2011. gada ’’.......’’ ’’.................................... ...............................................................................
Komisijas sekretārs...............................................
/paraksts, datums/
3
Anotācija
Bakalaura darbā ir aplūkoti kodolreaktoru darbības fizikālie pamati, termodinamiskie
cikli, faktori, kas ietekme atomelektrostaciju (AES) darbības efektivitāti un izstrādāti
priekšlikumi atomelektrostaciju efektivitātes paaugstināšanai
Darbā ir aprakstītas enerģijas iegūšanas tehnoloģijas atomelektrostacijās: kodola
dalīšanās siltuma enerģijas pārveidošanas paņēmieni elektriskajā un siltuma enerģijā,
ūdeņraža iegūšanā. Apkopoti visu pašlaik strādājošu enerģētisku reaktoru statistiskie dati ar
mērķi noteikt faktorus, kas ietekme atomelektrostacijas efektivitāti un šo faktoru ietekmes
pakāpi.
Darba mērķis ir noteikt AES efektivitātes uzlabošanas iespējas. Bakalaura darba
uzdevums: veikt mūsdienīgu tehnoloģiju analīzi, tās efektivitātes paaugstināšanas iespēju
analīzi, kā arī šo tehnoloģiju izmantošanu esošo atomelektrostaciju modernizācijai un
rekonstrukcijai.
Bakalaura darbā ir četras nodaļas. Pirmajā nodaļā tika īsi aprakstīti kodola dalīšanas
enerģijas iegūšanas pamati, kodolu reaktoru darbības pamatprincipi un raksturlielumi,
eksistējošas kodoltehnoloģijas.
Otrajā nodaļā tika apskatīti siltuma enerģijas uz elektrisku enerģiju pārveidošanas
paņēmieni. Dotas pilnīgākas siltuma enerģijas izmantošanas iespējas.
Trešajā nodaļā ir paradīti AES darbības efektivitātes vērtējuma kritēriji; apkopoti un
apstrādāti pašlaik strādājošu enerģētisku reaktoru statistiskie dati ar mērķi noteikt faktorus,
kas ietekme atomelektrostacijas efektivitātē un ietekmes pakāpi; izanalizēti dažādas
kodoltehnoloģijas kodoldrošības radītāji.
Ceturtajā daļā ir izvērtētas AES efektivitātes uzlabošanas paņēmieni; apskatītas
nākošas paaudzes perspektīvākas kodoltehnoloģijas; augsti efektīvu AES kodoldegvielas
ciklu īpašības.
Bakalaura darba izstrādē pielietota latviešu, angļu un krievu literatūra, preses
izdevumi un interneta resursi.
Bakalaura darbs sastāv no 68 lpp., izmantotas 2 tabulas, 32 attēli, 29 literatūras avoti
un informācijas avoti internetā.
4
Abstract
The possibilities of raising the efficiency of Nuclear Power Plants (NPP) were
explored in this Bachelor’s work. Factors which have an influence on the level of NPP
efficiency were explored. Technologies of energy production in nuclear power plants were
described as well as ways of possibly increasing utilization of the produced energy. Current
power reactors, with operational status, and statistical data were summarized with the aim of
defining factors which have an influence on NPP efficiency and to clarify the degree of their
influence. The aim of the work is to discover ways of raising the efficiency of NPP. This
work establishes the following tasks: to perform an analysis of the limits of present nuclear
technologies, the possibilities of raising the efficiency of present technologies, and the
possibilities of raising the efficiency of NPP’s using next-generation technologies. The work consists of four chapters. The first chapter describes the basic theory of
nuclear reactors, their main characteristics, and existent nuclear technologies. It also explores
the availability of nuclear fuel in the world and its expenses.
Ways of converting thermal energy into electrical energy are described in chapter two.
Methods of making fuller use of thermal energy are also presented.
In the third chapter, criteria of NPP efficiency are given. Current power reactors, with
operational status, and statistical data are summarized with the aim of defining factors which
have an influence on NPP efficiency and clarifying the degree of their influence. Nuclear
safety indicators in different nuclear technologies are also analyzed.
In the fourth chapter, ways of raising the efficiency of nuclear power plants are
analyzed. Next-generation nuclear technologies and high–efficiency NPP nuclear fuel cycle
features are analyzed.
The work consists of 68 pages, 2 tables, 32 pictures, 29 literature sources and
information available on the Internet.
5
Аннотация В бакалаврской работе исследованы факторы, влияющие на эффективность
работы атомных электростанций (АЭС). Описаны технологии, применяющиеся на АЭС
для получения энергии, способы преобразования тепловой энергии деления ядра в
электрическую энергию и различные варианты утилизации тепловой энергии, спрсобы
получения водорода. Обобщены статистические данные по всем ныне действующим
энергетическим реакторным установкам с целью определить факторы, влияющие на
эффективность работы АЭС и выяснить степень их влияния. Цель данной работы
состоит в том, чтобы определить возможности повышения эффективности. В данной
работе поставлены следующие задачи: провести анализ возможностей существующих
технологий; возможности повышения эффективности исрользуемых технологий;
возможности повышения эффективности АЭС при переходе на более новые
технологии.
Данная бакалаврская работа состоит из четырёх разделов. В первом разделе
коротко описаны основные принципы работы ядерных реакторов и их основные
характеристики, существующие атомные технологии.
Во втором разделе рассмотрены технологии преобразования тепловой энергии в
электрическую. Также даны способы более полного использования тепловой энергии.
Во третьем разделе показаны критерии оценки эфективности работы АЭС,
обобщены и обработаны статистические данные по всем ныне действующим
энергетическим реакторным установкам с целью определить факторы, влияющие на
эффективность работы АЭС и выяснить степень их влияния; проанализированы
показатели ядерной безопасности при использовании различных ядерных технологий.
В четвёртом разделе оценены пути увеличения эффективности АЭС;
рассмотрены атомные технологии следующего поколения; особенности топливных
циклов восокоэффективных АЭС.
В данной бакалаврской работе использована латвийская, английская и
российская литература и Интернет ресурсы.
Бакалаврская работа состоит из 68 стр., использованы 2 таблицы, 32
изображения, 29 литературных, и информационных источников в Интернете.
6
Saturs
Anotācija ......................................................................................................................... 3 lpp.
Abstract ........................................................................................................................... 4 lpp.
Аннотация ...................................................................................................................... 5 lpp.
Ievads ............................................................................................................................... 8 lpp.
1. Kodolenerģētikas pamati .............................................................. ...............................9 lpp.
1.1 Kodolreaktoru darbības fizikālie pamati ................... ....................................9 lpp.
1.2 Kodolreaktoru uzbūve un darbība .................................................................12 lpp
1.3 Reaktora siltumjauda un tās noteikšana ....................................................... 13 lpp.
1.4 Atomelektrostaciju kodolreaktori un to paaudzes ........................................ 14 lpp.
1.4.1 Pirmās paaudzes reaktori ............................................................... 15 lpp.
1.4.2 II paaudzes kodolreaktori .............................................................. 16 lpp.
1.4.3 III paaudzes reaktori ...................................................................... 18 lpp.
1.4.4 III+ paaudzes reaktori..................................................................... 19 lpp.
1.4.5 IV paaudzes reaktori ...................................................................... 19 lpp.
1.5 Kodoldegvielas cikls ..................................................................................... 12 lpp.
1.6 Kodoldegvielas atražošana ............................................................................ 22 lpp.
2. Termodinamiskie cikli ................................................................................................ 24 lpp.
2.1 Renkina cikls ................................................................................................ 24 lpp.
2.2 Braitona cikls ................................................................................................ 26 lpp.
2.3 Koģenerācijas cikls ....................................................................................... 29 lpp.
2.4 Siltumsūkņu cikls .......................................................................................... 31 lpp.
3. Pasaules esošo atomelektrostaciju darbības analīze..................................................... 33 lpp.
3.1 Faktori, kas raksturo AES efektivitāti ........................................................... 33 lpp.
3.2 Kopsavilkums par AES jaudām un elektroenerģijas izstrādi ........................ 36 lpp.
3.3 Jaudas pieejamības koeficienta analīze ......................................................... 38 lpp.
3.4 Uzstādītas jaudas izmantošanas koeficienta analīze ..................................... 41 lpp.
3.5 Elektroenerģijas pašpatēriņš .......................................................................... 43 lpp.
3.6 Kodolreaktoru ekspluatācijas drošuma rādītāju analīze................................. 45 lpp.
3.6.1 UCF (Unit Capability Factor) Vienības Gatavības
Koeficients....................................................................................................45 lpp.
7
3.6.2 UCL (Unplanned Capability Loss Factor) Neplānotas Gatavības
Samazināšanas Koeficients..................... ................................................... 46 lpp.
3.6.3 Personāla radiācijas apstarojuma kopīga doze ............................... 47 lpp.
3.7 Kodoldegvielas izlietošanas dziļums ............................................................. 48 lpp.
4. Priekšlikumi AES efektivitātes paaugstināšanai .......................................................... 50 lpp.
4.1 Renkina cikla uzlabošanas iespējas ............................................................... 50 lpp.
4.1.1 Tvaika sākuma spiediena paaugstināšana ....................................... 48 lpp.
4.1.2 Siltumnesēja temperatūras paaugstināšana pirms turbīnas ............. 50 lpp.
4.1.3 Tvaika izplešanās beigu spiediena pazemināšana .......................... 51 lpp.
4.1.4 Cikls ar atkārtotu tvaika pārkarsēšanu ............................................ 51 lpp.
4.1.5 Reģeneratīvais cikls ........................................................................ 53 lpp.
4.1.6 Siltumsūkņu pielietošana ................................................................ 53 lpp.
4.2 Koģenerācijas cikla pielietošana ................................................................... 54 lpp.
4.3 Ūdeņraža ražošana ......................................................................................... 56 lpp.
4.4 IV paaudzes tehnoloģijas ............................................................................... 57 lpp.
4.5 AES elektrisko shēmu uzlabošana ................................................................. 61 lpp.
4.6 Kodoldegvielas slēgta cikla izmantošana ...................................................... 63 lpp.
5. Secinājumi ................................................................................................................... 66 lpp.
6. Literatūras saraksts ...................................................................................................... 68 lpp.
7. Pielikumi ..................................................................................................................... 71 lpp.
8
Ievads
Mūsdienās nav iedomājama mūsu dzīve bez enerģijas izmantošanas. Bez tās nav
iespējama ne mūsu pastāvēšana, ne arī attīstība. Pašlaik cilvēce sāk iedomāties, uz cik ilgu
laiku pietiks pasaules resursu, lai nodrošināt mums nepieciešamu enerģijas daudzumu. Lai
pagarinātu enerģētisku resursu izmantošanas termiņu jādomā par tas taupīgu izmantošanu.
Protams, tadi resursi, ka vējš, saule vienmēr būs cilvēces rīcībā, bet sarunas par galīgu parēju
uz vēja un saules enerģiju ir tīra veida spekulācijas. Katrā energosistēmā jābūt bāzes stacijas;
tādu funkciju pašlaik izpilda termoelektrostacijas un, mazākā apjomā, atomelektrostacijas.
Vējš un saule spējīgi tikai samazināt bāzes elektrostaciju noslodzi. Atomelektrostaciju
darbības efektivitātes paaugstināšana nozīme, ka pilnīgāk būs izmantota kodolu dalīšanas
siltuma enerģija, retāk būs jānomaina kodoldegvielu reaktorā, mazāks būs augsti radioaktīvas
izlietotas kodoldegvielas apjoms. No otras puses, jebkurš kodolreaktors noteiktu laiku atrodas
dīkstāvē. Dīkstāves iemesli var būt dažādi, bet kad kodolreaktors nepiedalās elektroenerģijas
ražošanai, to pašu, elektroenerģijas trūkumu būs jāsedz kādai no termoelektrostacijām,
sadedzinot fosilo kurināmu. Kodolreaktoru dīkstāves laiku samazināšana arī palielina
atomelektrostaciju darbības efektivitāti.
Efektivitātes palielināšana bieži saistīta ar tehnoloģiskas iekārtas pārmērīgu
izmantošanu, apkopju un remontu laiku samazināšanu, vai konstruktīvu ierobežojumu
ignorēšanu. Kodolenerģētikā tadi paņēmieni nav pieļaujami, tātad jāmeklē drošāku
efektivitātes paaugstināšanas ceļu. Japānas AES Fukušima notikuša avārija pierādīja, ka
kodolenerģētikā nevarētu būt kompromisi. Efektivitātes paaugstināšana nevar samazināt
drošumu. Tagad ir redzams, ka stagnācijas kodolenerģētikā nav, un tehnoloģisku risinājumu
efektivitātes paaugstināšanai ir daudz. Daudz arī ir iespēju efektīvāk izmantot eksistējošas
AES. Ciktāl AES efektivitātes paaugstināšanas nepieciešamība ir acīm redzama, jāizmeklē
efektivitātes paaugstināšanas drošu ceļu, vai ceļus.
Ņemot vērā augstāk minēto, tika noteikts bakalaura darba mērķis - noteikt
atomelektrostacijas efektivitātes paaugstināšanas iespējas.
Darbā izmantotās literatūras valodas pamatā ir angļu, latviešu un krievu valodā.
Pārsvarā tika izmantoti Starptautiskās Atomenerģētikas Aģentūras, Atomenerģētikas
Aģentūras, ASV Enerģētikas aģentūras, kā arī interneta resursi u.c. materiāli.
9
1. Kodolenerģētikas pamati
1.1. Kodolreaktoru darbības fizikālie pamati
Kā zināms, atoms sastāv no kodola un elektroniem, kas riņķo ap to. Atoma kodols
sastāv no nukloniem (protoniem un neitroniem). Protoni ir pozitīvi lādētas daļiņas. Savukārt
neitroni ir elektroneitrālas daļiņas. Katram ķīmiskajam elementam ir noteikts, tikai tam
raksturīgs protonu skaits Z, kas nosaka šī elementa atoma kodola lādiņu. Skaitlis Z tajā pašā
laikā ir arī elementa kārtas skaitlis, kas savukārt nosaka elementa vietu periodiskajā sistēmā.
Protonu skaits ir vienāds ar ķīmiskā elementa kārtas skaitli un nosaka tā ķīmiskās īpašības.
Atoms ir elektroneitrāls, jo kodola elektriskais lādiņš ir vienāds ar elektronu lādiņu. Divi vai
vairāki atomi var but ar vienādu protonu, bet dažādu neitronu skaitu. Tādā gadījumā atomi
būs ar dažādu masu, bet periodiskajā sistēmā atradīsies vienā vietā. Tādus atomus sauc par
elementa izotopiem, to ķīmiskas īpašības ir gandrīz vienādas. Kā piemēru var minēt trīs
ūdeņraža izotopus: ūdeņradis, deiterijs un tritijs, kas ķīmiskajās reakcijās piedalās kā
ūdeņradis (H). Visi šie izotopi ir ar vienu protonu kodolā, bet neitronu skaits tiem ir atbilstoši
1, 2 un 3. Piemēram, arī urānam (U) ir izotopi 233U92, 235U92, 238U92 ar vienādu protonu un
elektronu skaitu, bet neitronu skaits kodolā ir atšķirīgs .
Ne visu ķīmisko elementu izotopi ir stabili, daži no tiem ir radioaktīvi. Tādi izotopi
radioaktīvas sabrukšanas rezultātā var pārvērsties citu elementu izotopos. Dabiskā
radioaktivitāte piemīt ķīmisko elementu izotopiem, kas atrodas Mendeļejeva periodiskās
sistēmas beigās, sākot ar 83 elementu (U, Ra, Th). Radioaktīvas sabrukšanas rezultātā tie
emitē neitronus, γ kvantus, α un β daļiņas: α daļiņas ir hēlija atoma kodoli; β daļiņas ir
elektroni. Radioaktīvo sabrukšanu raksturo vienādojums: 0tN N e , kur N0 – radioaktīvo
kodolu skaits sākuma momentā (t0), N – jebkurā laika momentā t, ė – radioaktīvās
sabrukšanas konstante, kas norāda, cik liela daļa atomu sabrūk laika vienībā.
Lai izprastu kodolreakcijas būtību, ir svarīgi zināt, kādi spēki darbojas starp kodola
daļiņām. Tā kā kodola sastāvā ir pozitīvi lādēti protoni, tad starp tiem darbojas elektriskie
atgrūšanas spēki. Neskatoties uz to, kodols nesabrūk, jo starp kodola daļiņām pastāv īpaši
kodolspēki (pievilkšanas spēki), kas ir lielāki par elektriskās atgrūšanas spēkiem. To spēku
darbības rādiuss ir ārkārtīgi mazs 12( 3 10 )cm . Kodolspēkiem piemīt spēja piesātināties –
dažām kodola daļiņām savienojoties, pārējo daļiņu pievilkšanās spēki samazinās.
Ja kāda atoma kodola miera masu salīdzina ar tā paša atoma nuklonu (protonu un
neitronu) summāro miera masu, tad visos gadījumos izrādīsies, ka nuklonu summārā miera
10
masa ir lielāka. To masu starpību ΔM sauc par kodola masas defektu, kas ir ekvivalents
enerģijas daudzumam, kas izdalās, atomam veidojoties no elementārdaļiņām. To enerģiju sauc
par kodola saites enerģiju, un tā raksturo kodola stabilitāti. Kā piemēru var minēt hēlija
izotopa He42 kodola saites enerģiju. Ir zināms, ka tā neitrona relatīvā atommasa ir 1,00866,
protona – 1,00727, bet kopēja kodola relatīvā atommasa ir 4,00260. Aprēķināsim hēlija masas
defektu:
2 1.00866 2 1.00727 4.00260 0.02926M (1.1)
Tā kā atommasas vienība 241.66 10u g, tad masas defekts ir: 24 260.02926 1.66 10 4.86 10M (g). Tagad, izmantojot Einšteina formulu, var
noteikt He atoma kodola saites enerģiju:
E = mc2 = 226 104.86 10 3 10 = 40.437 10 (ergi) = 27,3(MeV). (1.2)
Kodolfizikā enerģiju pieņemts izteikt elektronvoltos (eV). Viens eV ir enerģijas daudzums, ko
iegūst jebkura elementārdaļiņa, kuras lādiņš ir vienāds ar elektrona lādiņu, ja potenciālu
starpība ir viens volts. 1 eV= 1,6 · 10–19C = 264.45 10 kWh.[3]
Kodolreakcijas varbūtības skaitliskajam raksturojumam izmanto jēdzienu – reakcijas
un apzīmē ar a . Siltuma neitroni ir tie, kuru enerģija ir līdz 0,3 eV. Neitroniem ar enerģiju
0,025 eV ātrums ir apmēram 2200 m/s. [3]
Kodolreakcijai ir divas fāzes. Pirmā iestājas pēc daļiņas sadursmes ar kodolu – mērķi.
Tās rezultātā veidojas ierosināts starpkodols, kam piemīt enerģijas pārpalikums. Ļoti īsā laikā
(~ 10 – 14s) pārpalikuma enerģija sadalās starp visiem nukloniem. Tad seko otra, daudz
ilgstošāka fāze: nuklonu sadursmes procesā var iestāties moments, kad viens vai vairāki
nukloni iegūst enerģiju, pietiekošu, lai tas izlidotu no kodola. šķērsgriezums σ. Tā izteikšanai
bieži vien lieto ģeometrisko interpretāciju. Iedomāsimies, ka elementārdaļiņu (neitroni)
plūsma bombardē perpendikulāri novietotu 1 cm² lielu virsmu, kuras biezums 1 atoms.
Neitronu un atomu sadursmes rezultātā izraisīto kodolreakciju skaitu laika vienībā apzīmē ar
c. Ja slānī ir N kodolu, bet to bombardējošo neitronu skaits ir I, tad pētāmās vielas
kodolreakcijas šķērsgriezums ir:
cIN
(1.3)
Vielas reakcijas šķērsgriezums vienība ir 10–24 cm2 = 1 barns [3]. Praksē bieži izmanto
izkliedes un absorbcijas summāro reakcijas šķērsgriezumu a . Ir arī cita iespēja, kā noris
ierosināta kodola otrā fāze. Var gadīties, ka nuklonu sadursmju gaitā ierosinātais kodols zaudē
11
visu pārpaliekošo enerģiju gamma starojuma veidā. Šajā gadījumā būs notikusi radiācijas
satveršanas reakcija. Smago elementu kodolus apstarojot ar neitroniem, ierosinātais kodols
var nonākt nestabilā stāvoklī un sabrukt divās vai vairākās daļās – vieglāku elementu kodolos.
Šādu procesu sauc par dalīšanās reakciju. Informācija par kodolreakciju šķērsgriezumiem ir
ļoti nozīmīga, izvēloties kodolreaktora aktīvās zonas konstrukcijas materiālus.
Smagāko elementu, kas atrodas Mendeļejeva periodiskās sistēmas beigās (urāns, torijs
un citi), kodoli ir mazāk “izturīgi”. To var izskaidrot ar lieliem atgrūšanās spēkiem starp
protoniem, kuru daudzums ir vērā ņemams. Sakarā ar to smagie kodoli pēc mijiedarbes ar
lielas enerģijas daļiņām (neitroniem, protoniem, a daļiņām) var sadalīties divās daļās.
Iepriekš tika minēts, ka elementiem, kas atrodas periodiskās sistēmas vidusdaļā,
saites enerģija ir vislielākā, tas nozīmē, ka kodoliem, kas izveidojas pēc smagā elementa
kodola dalīšanās, ir daudz lielāka saites enerģija, rēķinot uz vienu nuklonu, nekā elementam,
kas sadalījās. Tātad kodola dalīšanās procesā atbrīvosies noteikts daudzums enerģijas.
Kodolenerģetika vislielākā interese ir par kodolu dalīšanās reakcijām, apšaudot tos ar
neitroniem, jo tikai šajā gadījumā izdodas panākt nepārtrauktu kodolu dalīšanās ķēdes
reakciju. Katrā dalīšanās reakcijā kodols emitē divus vai trīs neitronus (235U vidēji 2,5±0,1),
kas savukārt var izrādīties par “lādiņu”, lai izraisītu citu kodolu dalīšanos. Katram dalīšanās
rezultātā emitētajam neitronam piemīt vērā ņemama enerģija (vidēji 2 MeV), kas ir
pietiekama visu urāna izotopu (233U, 235U, 238U), 239Pu un 232Th dalīšanai. Noskaidrots, ka,
palēninot emitētos neitronus līdz siltuma neitroniem, tie ar vēl lielāku iespējamību dalīs 233U, 235U un 239Pu kodolus (šos elementus sauc par dalāmajiem materiāliem vai kodoldegvielu).
Tajā pašā laikā siltuma neitroni nespēj izraisīt 238U un 232Th kodolu dalīšanos.
Dabā sastopamā kodoldegviela ir tikai urāna izotops 235U, bet mākslīgos izotopus – 239Pu un 233U iegūst, izmantojot kodolreaktora neitronus. Zinot kodoldegvielas masu, var
novērtēt enerģiju, kas izdalās kodolu dalīšanās reakcijā. Urānam, kura relatīvā atommasa A =
235, saites enerģija, rēķinot uz vienu nuklonu, ir 7,5 MeV, bet, ja elementa A ir no 90 līdz
140, saites enerģija uz vienu nuklonu ir vidēji 8,35 MeV. Vidējais enerģijas daudzums, kas
izdalās viena kodola dalīšanās reakcijā, ir 235·(8,35–7,5) = 200 (MeV). Tiešie kalorimetriskie
mērījumi vienam kodolam dod nedaudz mazāku vērtību ~175 MeV jeb 0,775 · 10–17 kWh.
Zinot, ka urāna vienā molmasā ir 6,022 · 1023 atomu, tad enerģija, kas izdalās no 1 grama 235U, būs:
23 17(6.022 10 ) (0.775 10 ) 20000( ) 1235
kWh MWdiena
(1.4)[1]
12
Sakarību, ka no viena grama 235U iegūst apmēram 1 MWd siltuma enerģijas, – ir ērti
izmantot, lai tuvināti novērtētu kodolreaktorā iegūto enerģiju. Dalīšanās enerģija pamatā
izdalās daļiņu kinētiskās enerģijas veidā. Kodolu daļiņas ar ļoti lielu ātrumu izlido uz
dažādām pusēm un, saduroties ar tuvumā esošiem materiāliem, uzsilda tos. Tieši šī siltuma
izmantošana ir kodolenerģetikas pamatmērķis. 235U dalīšanās enerģijas (MeV) sadalījums ir šāds:
kodolšķembu kinētiskā enerģija – 169
dalīšanās momentā izstarotā γ kvantu enerģija – 5
neitronu kinētiskā enerģija – 5
aizkavējusies izstarotā enerģija:
dalīšanās produktu γ starojums – 6
dalīšanās produktu β starojums – 7
γ starojums, kas pavada neitronu satveršanu – 10
Kopā – 202[1]
1.2. Kodolreaktoru uzbūve un darbība
Katrā smago kodolu dalīšanās reakcijā atbrīvojas 2–3 (vidēji 2,5) ātrie neitroni. Tas
dod iespēju īstenot ķēdes reakciju, jo principā katrs jaunais neitrons tāpat var izraisīt dalīšanās
reakciju ar kodola šķembu un 2–3 brīvu neitronu atbrīvošanos. Tomēr ķēdes reakcijas norise
ne vienmēr ir iespējama, jo brīvie neitroni ne tikai izraisa dalīšanās procesus, bet arī tiek
absorbēti apkārtējos materiālos; daļa no neitroniem izlido no aktīvās zonas apkārtējā vidē.
Acīmredzami, ka ķēdes reakcija turpināsies tikai gadījumā, ja kaut viens no iegūtajiem
neitroniem piedalīsies turpmākajā dalīšanās procesā. Neitronu pavairošanās koeficients k ir
attiecība starp vienas paaudzes neitronu skaitu un nākamās neitronu paaudzes skaitu. Tas
nozīmē, ka ķēdes reakcijas nosacījums ir k = 1 (reaktora jauda ir nemainīga). Tātad, ja k > 1,
tad reakcija notiek ar jaudas palielināšanos; ja k < 1, jauda samazinās. [1]
Aktīvā zona ir noteiktā veidā izvietotu kodoldegvielas elementu kopums. Kasetēs ar
plānām metāla sienām ir ievietoti kodoldegvielas elementi – urānu saturoši stienīši. Starp
kasetēm un stieņiem atrodas neitronu palēninātājs. Caur aktīvo zonu cirkulē siltumnesējs, kas
dzesē kasetes. Dažās reaktoru konstrukcijās palēninātāja un siltumnesēja funkciju pilda viena
un tā pati viela, piemēram, parastais vai smagais ūdens. Aktīvai zonai apkārt izvieto neitronu
atstarotāju, lai efektīvāk izmantotu radušos neitronus. Reaktora darbības regulēšanas iespējai
(pavairošanās koeficienta k izmaiņai) aktīvajā zonā ievada vadības stieņus, kas sastāv no
13
neitronus absorbējošiem materiāliem. Reaktora korpusu ieskauj bioloģiskā aizsardzība, kas
pasargā personālu un iekārtas no jonizējošā starojuma. Kodolreaktora jaudu mēra, izmantojot
jonizācijas kameras un citus neitronu jutīgus devējus. [3]
1.3. Reaktora siltumjauda un tās noteikšana
Atšķir siltumjaudu – reaktora patieso jaudu un energobloka elektrisko jaudu, t.i.,
jaudu, ko ražo tā ģenerators. Reaktora siltumjauda Q, kas izdalās kodolu dalīšanās rezultātā, ir
atkarīga no neitronu plūsmas blīvuma f. Ja neitronu skaitu vienā cm3 (neitronu blīvums)
apzīmē ar n, to vidējo ātrumu – n, tad neitronu plūsmas blīvums ir: 2 neitroni/cm snv . (1.5)
Neitronu plūsmas blīvumu φ var iedomāties kā vienā kubikcentimetrā esošu neitronu vienā
sekundē noieto ceļu summu.
Reaktora siltuma jaudu var noteikt pēc vienādojuma:
fQ AV (1.6), kur
A – enerģijas daudzums, kas izdalās vienā kodola dalīšanās reakcijā;
V – aktīvās zonas tilpums, cm3;
f – makroskopiskais dalīšanās šķērsgriezums;
f – vidējais neitronu plūsmas blīvums.
No formulas var secināt, ka aktīvajai zonai ar noteiktiem izmēriem un sastāvu reaktora
siltumjauda ir proporcionāla neitronu plūsmas blīvumam. Tāpēc praksē reaktora jaudas
mērīšanai izmanto ierīces, kas reģistrē neitronu plūsmas blīvumu. Šim nolūkam izmanto
jonizācijas kameras, kas tiek novietotas ap reaktora korpusu. To darbības pamatā ir ierīces
kamerā esošās gāzes jonizēšanās uzlādēto daļiņu iedarbē. Daļiņas rodas, neitroniem
mijiedarbojoties ar vielas kodoliem, kuri aizpilda jonizācijas kameru. Mērot reaktora jaudu,
jāņem vērā, ka kodoldegvielas izdegšanas, dalīšanās produktu uzkrāšanās vai vadības stieņu
pozīcijas izmaiņas rezultātā mainās neitronu plūsmas sadalījums. Reaktora siltumjaudu var
noteikt, arī mērot kodolreaktora siltumnesēja temperatūras pieaugumu, izejot cauri aktīvajai
zonai, un tā caurplūdes daudzumu. Ja šajā metodē izmanto precīzus mērinstrumentus, tad,
strādājot stacionārā režīmā, ir iespējams veikt siltumjaudas mērinstrumentu graduēšanu. Šo
metodi nevar izmantot iekārtas nestacionāras darbības režīmā. [1]
AES elektriskā jauda, ko nosaka termodinamiskā cikla lietderības koeficients, ir
apmēram 33–37% no kodolreaktora siltumjaudas.[6]
14
1.4. Atomelektrostaciju kodolreaktori un to paaudzes
Kā jebkura tehnikas nozare, arī kodolreaktoru attīstība notika pakāpeniski – pārbaudot
visas iespējamās tehnoloģijas. Un to bija ne mazums, jo kodolreaktora aktīvo zonu var
izveidot ļoti dažādi. Kodolfizika nosaka, ka urāna daudzumam jābūt tādam, lai izveidotos
kritiskā masa. Sākumā varēja izmantot tikai urāna izotopu 235U, kura daudzums dabiskajā
urānā ir ļoti mazs, tāpēc aktīvā zona iznāca liela. Palielinot urāna bagātināšanas pakāpi (līdz
pat 5% 235U), aktīvās zonas izmēri krietni samazinājās. Dalīšanās reakcijas uzturēšanai var
izvēlēties ātros vai siltuma enerģijas neitronus. Savukārt, lai iegūtu siltuma neitronus,
vajadzīgs palēninātājs. Tas varēja būt parastais vai smagais ūdens un grafīts. Lai
kodoldalīšanās reakcijā izdalīto siltumu novadītu līdz turbīnai, nepieciešams siltumnesējs –
arī tam noder parastais vai smagais ūdens, kā arī ogļskābā gāze vai hēlijs. Konstrukcijas
materiāli vēlami tādi, lai tie parazītiski neabsorbētu neitronus, kas nepieciešami dalīšanās
reakcijas uzturēšanai. Pirmsākumos, kad ar izotopu 235U bagātināta urāna vēl nebija,
kodoldalīšanās reakciju praktiski varēja panākt, tikai lietojot neitronu palēninātāju grafītu vai
smago ūdeni. Ar parasto ūdeni, kas pats ievērojami absorbē neitronus, kritisko masu
neizdevās izveidot. Laika gaitā radās dažādu kodoldegvielu kombināciju tehnoloģijas, kurām
tika novērtēts arī ekonomiskums.
Visizplatītākie (61 % no kopējā skaita pasaulē) ir ūdens-ūdens spiediena kodolreaktori
– PWR (pressure water reactor). Samērā plaši (21%) tiek lietoti arī vāroša ūdens
kodolreaktori – BWR (boiling water reactor). Mazāku izplatību guvuši tādi kodolreaktori kā
smagā ūdens (10%) – PHWR (power heavy water reactor), gāzes-grafīta (1%) – GCR (gas-
cooled reactor), uzlabotie gāzes-grafīta (3%) – AGR (advanced gas-cooled reactor) un
ūdens-grafīta (3%) – LWGR (light water-cooled graphite reactor jeb РБМК (реактор
большой мощности, канальный). Maz ir ātro neitronu kodolreaktoru (0,45%) – FBR (fast
breeder reactor) un augsttemperatūras gāzes reaktoru (0,1%) – HTGR (high temperature gas
reactor).[1.1 Att.]
Pētot kodolreakcijas, noskaidrojās, ka kodolenerģiju var iegūt, arī kodolus sintezējot.
Šāda reakcija notiek uz Saules, izdalot milzīgu daudzumu enerģijas, un tās starojums ir ļoti
nozīmīgs dzīvības nodrošināšanai uz Zemes. Kodolsintēzes tehnoloģijas apgūšana izrādījās
ļoti sarežģīta. Pētījumu veikts ļoti daudz, taču joprojām nav radītas praktiski izmantojamas
iekārtas. Francijā top pirmais šāda tipa izmēģinājuma kodolreaktors ITER (international
thermonuclear reactor). Vēsturiskā skatījumā kodolreaktoru tehnoloģijas ir sadalītas četrās
paaudzēs: pirmajā grupā iekļauti sākotnējie enerģētiskie kodolreaktoru prototipi, kas radīti
15
līdz 1965. gadam, otrajā grupā – līdz 1995. gadam uzbūvētie AES bloki, trešajā paaudzē –
kodolreaktori, kurus būvēs līdz 2030. gadam, bet ceturtajā – tehnoloģijas, kas ir izstrādes
stadijā un paredzētas izmantošanai nākotnē.[8,2,3]
1.4.1. Pirmās paaudzes reaktori
Pirmās paaudzes reaktori, kas tika būvēti pašos pirmsākumos, kad vēl nevarēja dot
pilnvērtīgu ekonomisko novērtējumu atsevišķām tehnoloģijām.
Pirmo reizi vēsturē kodolreaktorā elektroenerģiju praktiskai izmantošanai sāka ražot
1951. gada 20. decembrī. Tas notika tagadējā ASV Enerģētikas departamenta Nacionālajā
laboratorijā INEEL. Ātro neitronu reaktors saražoja elektroenerģiju, lai iedegtu četras 100 W
spuldzes. Tajā pašā dienā šajā eksperimentālajā reaktorā FBR-1, kas bija uzstādīts nelielā ēkā
Aidaho dienvidaustrumos, jaudu paaugstināja līdz 100 kW, kas bija pietiekama tā pašpatēriņu
nodrošināšanai. 1953. gada 4. jūnijā ASV Atomenerģijas komisija paziņoja, ka reaktors FBR-
1 ir kļuvis par pirmo reaktoru pasaulē, kurā īstenota kodoldegvielas atražošana no urāna par
plutoniju.
Arī PSRS paralēli plutonija ražošanai sāka izvērst AES būvi. To konstrukcijā
izmantoja jau apgūto tehnoloģiju – urāna grafīta aktīvo zonu. Pirmo AES ar elektrisko jaudu 5
MWe iedarbināja 1954. gada 9. maijā Obņinskā (Обнинск) (100 km no Maskavas).
Pēc Padomju Savienībā iedarbinātās pirmās atomelektrostacijas nākamā bija nodota
ekspluatācijā 1956. gadā Kolderhollā (Calderhall) Lielbritānijā. Tās jauda bija 46 MW. Pēc
gada sāka darboties AES Šippingportā (Shippingport) ASV, tās jauda bija 60 MWe.
Padomju Savienībā nākamo – Belojarskas AES ar jaudu 100 MWe iedarbināja 1964.
gadā (70 km no Jekaterinburgas).[3]
1.4.2. II paaudzes kodolreaktori
II paaudzei pieskaitāmi reaktori, kas tapa, pilnveidojot eksperimentālās tehnoloģijas,
un tika uzbūvēti 30 gadu laikā – līdz 1995. gadam. Šajā periodā to tehnoloģijā būtiskas
pārmaiņas netika veiktas.
16
269
92
45
18 152
246,075
83,323
22,579,794 10,223
0,806
0
50
100
150
200
250
300
PWR/WWER BWR/ABWR PHWR/CANDU GCR/AGR LWGR/RBMK FBR
Reaktoru skaits Uzstadīta jauda GWe
Attēls 1.1 Enerģētisko reaktoru skaits un tas kopīga uzstādīta jauda pēc reaktoru tipiem. [11]
Spiediena ūdens kodolreaktori PWR:
PWR ir visizplatītākais reaktoru tips. Aptuveni 269 šādu reaktoru izmantots
atomelektrostacijās [1.1 Att.] un vairāki simti atomzemūdenēs. Ūdens tajos kalpo gan kā
siltumnesējs, gan kā neitronu palēninātājs. Urāns ir ar dažu procentu 235U bagātinājumu.
Latvijai tuvākie PWR tipa reaktori darbojas Somijā. Bijušajā Padomju Savienībā tos sauca par
VVER (водо-водяные энергетиєеские реакторы – ВВЭР). Pilnveidojot šī tipa reaktorus,
AES energoblokos sasniedza 1000 MWe lielu jaudu. To konstrukcija tiek nepārtraukti
uzlabota, bet ekspluatācijā ir iegūta liela pieredze.
Vārošā ūdens reaktori BWR:
Šis parastā ūdens reaktors izstrādāts piecdesmito gadu vidū un joprojām tiek
pilnveidots firmā General Electric. Reaktora aktīvajā zonā vārošs ūdens dzesē kodoldegvielu
un vienlaikus darbojas kā neitronu palēninātājs. Tam ir vienkāršāka konstrukcija, salīdzinot ar
PWR reaktoru, jo tvaiks tieši no reaktora nonāk turbīnā un korpusā ir zemāks spiediens. Šos
reaktorus atomzemūdenēs neizmanto. Pasaulē pašreiz darbojas 92 BWR tipa reaktori.[1.1
Att.]
Smagā ūdens reaktori PHWR:
Šie kodolreaktori ir izstrādāti 60. gadu sākumā Kanādā. Smagais ūdens tiek izmantots
gan kā siltumnesējs, gan palēninātājs (Canada deuterium uranium reactor – CANDU).
Pateicoties smagā ūdens labajām kodolfizikālajām īpašībām, ir iespējams izmantot dabisko
urānu. Konstrukcija nodrošina kodoldegvielas nomaiņu, neapturot reaktoru. Izplatīšanas
17
ierobežojums var but saistīts ar smago ūdens D2O cenu, kas ir ļoti augsta. Pasaulē strādā 45
šādu reaktoru. [1.1 Att.]
Uzlabotie gāzes grafīta reaktori AGR:
AGR kodolreaktori pārstāv Lielbritānijā radīto, ar gāzi dzesēto reaktoru II paaudzi.
Tajos kā palēninātāju izmanto grafītu un dzesē ar gāzveida oglekļa dioksīdu. Salīdzinot ar I
paaudzi, tajos ir paaugstināta gāzes temperatūra un tiek izmantots nedaudz bagātināts urāns,
tādējādi sasniedzot augstāku efektivitāti. GCR/AGR tipa reaktoriem ir vislielākais termiskais
lietderības koeficients – 41%, bet sakarā ar lielu elektroenerģijas pašpatēriņu gala lietderības
koeficients ir mazāk, nekā, piemēram, PWR reaktoriem (aptuveni 33%). GCR/AGR tipa
reaktori nav plaši izplatīti sakara ar mazu efektivitāti un lieliem kapitālieguldījumiem.
Reaktoru prototips bija paredzēts plutonija ražošanai atomieročiem. 2010. gadā. Lielbritānijā
darbojās 18 šādi kodolreaktori.[1.1 Att.]
Lieljaudas kanālu reaktori RBMK:
Reaktoru tips radīts bijušajā Padomju Savienībā rūpnieciskai plutonija ražošanai. Šo
reaktoru ar grafīta palēninātāju, ūdens siltumnesēju un kanālos ievietotu urānu (реактор
большой мощности, канальный – РБМК). Tas nozīme, ka reaktoram nav korpusa un nav
iespējas izveidot izolējošu apvalku virs reaktoru. Sakarā ar to, ka ūdens, tvaiks un grafīts
vienlaikus strādā, ka palēninātāji, reaktoram ir sliktas kodolfizikas īpašības.70. gadu sākumā
RBMK sāka izmantot arī venkontūra AES konstrukcijā. Reaktora kodoldegvielas apmaiņa
notiek, to neapturot. 2010. gadā šāda tipa reaktori darbojās tikai Krievijā. Daži eksperti šos
reaktorus attiecina uz I paaudzi.[1.1 Att.]
Ātro neitronu reaktors FBR:
FBR tipa reaktori tika radīti ar mērķi izmantot iespēju atražot kodoldegvielu.
Atražošana notiek specialajā slānī, kas ir uztaisīts ap reaktora aktīvo zonu. Reaktora
konstrukcija nesatur neitronu palēninātāju. Tas nozīme, ka siltumnesējs nevar but ūdens, kas
ir diezgan spēcīgs palēninātājs. Sakarā ar to, reaktoram ir loti sarežģīts konstruktīvs
izpildījums un ekspluatācijas īpatnības, saistītas ar kausēta metāla, ka siltumnesēja,
izmantošanu. Līdz šim brīdim pasaulē strādāja tikai viens enerģētiskais FBR tipa reaktors
Krievijā, bet tagad Ķīnā tika ievests ekspluatācija vel viens enerģētiskais FBR reaktors. [1.1
Att.]
18
1.4.3. III paaudzes reaktori
Šīs paaudzes reaktori ir iepriekšējo tehnoloģiju ievērojami uzlaboti varianti, īpaši
drošības sistēmu un kodoldegvielas tehnoloģiju ziņā. Pirmie tās pārstāvji uzsāka darbu Japānā
1996. gadā. Šo paaudzi pārstāv reaktori: Eiropas spiediena EPR, uzlabots pasīvas dzesēšanas
AP-1000, uzlabotais verdoša ūdens ABWR un System 80+.
Eiropas spiediena reaktors EPR:
Tā autors ir Francijas Vācijas konsorcijs Areva & Siemens. Reaktorā izmanto plutonija
un 5% bagātināta urāna maisījumu. Ievērojami paaugstināta reaktora drošība, pateicoties
vairāku pasīvu drošības sistēmu papildinājumam. Energobloka elektriskā jauda ir 1600 MWe.
Šādus reaktorus būvē Somijā (Olkiluoto 3) un Francijā (Flamanville).
Uzlabots pasīvas dzesēšanas reaktors AP-1000:
Firmā Westinghouse ir pabeigti šī reaktora projektēšanas darbi – un tas celšana uzsākta
Ķīnā [11]. Tā jauda ir 1100 MWe, drošības sistēma līdzīga kā reaktoram EPR. Ēku tilpums,
salīdzinot ar PWR, samazināts par 45%. Tajā ir mazāk kabeļu, cauruļu, apsildes un ventilāciju
kanālu. Ievērojami samazinājies celtniecības laiks un izmaksas.
Uzlabots vāroša ūdens reaktors ABWR:
Autors ir General Elecric. Šajā konstrukcijā galvenie cirkulācijas sūkņi novietoti
kodolreaktora korpusā, tādējādi samazināta radioaktīvā ūdens noplūdes iespēja. Avārijas
gadījumā tiek nodrošināta 72 stundu ilga automātiska aktīvās zonas dzesēšana bez operatora
iejaukšanās. Trīs šādi reaktori jau strādā Japānā.
System 80+ reaktors:
Šī reaktora autors ir ABB Combustion Engineering. Tā elektriskā jauda ir 1300 MWe,
kā degvielu var izmantot plutoniju. Šis reaktors ar pastiprinātu drošību ir veidots, izmantojot
līdzīgu ASV un Dienvidkorejā jau darbojošos reaktoru tehnoloģiju.
1.4.4. III+ paaudzes reaktori
Šo kodolreaktoru tehnoloģijas vēl nav sasniegušas IV paaudzes reaktoru kritērijus. To
redzamākie pārstāvji ir: ekonomisks, vienkāršots verdoša ūdens reaktors ESBWR, smagā
ūdens reaktors ACR - 1000 un granulu slāņa modulārais reaktors PBMR.
III + paaudzes reaktori atšķiras ar:
19
– standartizētu licencētu elementu izmantošanu, kas samazina izmaksas un
būves laiku;
– vienkāršāku un izturīgāku konstrukciju, kas vienkāršo to ekspluatāciju un
novērš iespējamās ekspluatācijas kļūdas;
– augstāku izmantošanas efektivitāti un darbmūžu līdz 60 gadiem;
– samazinātu aktīvās zonas izkušanas varbūtību;
– minimālu ietekmi uz apkārtējo vidi;
– lielāku kodoldegvielas izdegumu un mazāku radioaktīvo atkritumu daudzumu;
– izdegošu absorbētāju izmantošanu kodoldegvielā, kas palielina intervālu starp
kodoldegvielas nomaiņām.
Kopumā ņemot, III + paaudzes reaktori ir ievērojami drošāki un ekonomiskāki.
1.4.5. IV paaudzes kodolreaktori
2001. gada jūlijā pasaules vadošās valstis kodolenerģijas tehnoloģiju jomā nodibināja
Starptautisku IV paaudzes forumu GIF (Generation IV International Forum) nolūkā izvērst
plašu diskusiju par nākotnes kodolenerģētikas tehnoloģijām. GIF dalībnieku skaitā ir
Argentīna, Brazīlija, Kanāda, Ķīna, EURATOM, Francija, Japāna, Dienvidkoreja, Krievija,
Dienvidāfrika, Šveice, Anglija un ASV. 2005. gadā piecas GIF dalībnieces parakstīja
vienošanos par starptautisku progresīvāko kodoltehnoloģiju attīstību. Kodolreaktoru IV
paaudze apvieno jaunākās, praksē vēl nepārbaudītas tehnoloģijas. To praktiskā izmantošana
tiek plānota pēc 2025. gada, bet intensīva attīstība, sākot ar 2040. gadu, kad būs beidzies III
paaudzes kodolreaktoru tehniskais darbmūžs. GIF dalībnieki ir vienojušies no visām pašreiz
zināmajām progresīvajām kodoltehnoloģijām noteikt perspektīvākās, kuru izstrādi paātrināti
varētu veikt kopīgos starptautiskos projektos. Tie ir šādi atšķirīgu tehnoloģiju
kodolreaktori:
gāzes dzesēti ātro neitronu kodolreaktori GFR (gas-cooled fast reactor);
svina dzesēti ātro neitronu kodolreaktori LFR (lead-cooled fast reactor);
sāļu kausējuma kodolreaktori MSR (molten salt reactor);
nātrija dzesēti ātro neitronu kodolreaktori SFR (sodium-cooled fast reactor);
virskritisku parametru ūdens dzesēti kodolreaktori SCWR (supercritical-water-cooled
reactor);
augsttemperatūras kodolreaktori VHTR (very-high-temperature reactor).
20
Jauno kodolreaktoru izstrādē galvenā uzmanība tiks pievērsta kodoldrošībai,
ekonomiskumam, enerģijas ražošanas efektivitātei, kodoldegvielas un konstrukcijas materiālu
izvēlei, kodoldegvielas ciklam, kodolmateriālu neizplatīšanas drošībai un fiziskai aizsardzībai.
Pieredze darbā ar III paaudzi ļauj IV paaudzes reaktoros izmantot standartizētus moduļus un
tādējādi ievērojami samazināt izmaksas. Īpašas prasības izvirzītas kodolreaktoru aktīvās zonas
izveidei, lai nodrošinātu pilnīgāku kodoldegvielas izmantošanu un minimālu augstas
aktivitātes kodolatkritumu veidošanos, kā arī iespēju izmantot torija kodoldegvielu. Liela
uzmanība tiks pievērsta kodoldrošības paaugstināšanai, nevadāmas ķēdes reakcijas rašanās
iespēju izslēgšanai, kā arī tiks izmantoti jauni materiāli, kas novērsīs aktīvās zonas izkušanu
un radioaktīvo vielu izplatīšanos apkārējā vidē. IV paaudzes kodolreaktoriem ir izvirzīts
mērķis ražot ne tikai elektroenerģiju, bet arī augstas temperatūras tehnoloģisko siltumu un
ūdeņradi. Vienlaikus ar IV paaudzes kodolreaktoru izstrādi tiks veikti arī efektīvi
kodoldegvielas slēgtā cikla un kodolmateriālu izmantošanas uzlabojumi, kā arī augstas
aktivitātes dalīšanās produktu samazināšana. Galvenā uzmanība tiks veltīta aktinoīdu –
transurāna elementu – pārvēršanai citos elementos, lai samazinātu atkritumu radioaktivitāti.
To var panākt, izmantojot ātros neitronus un paātrinātāju starojumu.
1.5. Kodoldegvielas cikls
Kā jau minēts iepriekš, praktiski izmantojamā kodoldegviela (dalāmā) ir 233U, 235U un 239Pu. Arī kodolreakcijās iegūstamais izotops 241Pu ir kodoldegviela, bet praktiski ar
to nerēķinās tā niecīgā daudzuma dēļ.
Kopējais apzinātais urāna daudzums pasaulē :
– ekonomiski izdevīgi iegūstamā urāna rūda (cena<80 USD/kg) – 93,1 10 kg.
– urāna rūda ar ieguves cenu 80 ... 130 USD/kg – 93,9 10 kg.
Kodoldegvielas ieguve sastāv no vairākiem ražošanas tehnoloģiskajiem procesiem:
– urāna rūdas ieguve un pārstrāde, lai iegūtu urāna koncentrātu U3O8;
– gāzveida urāna heksafluorīda UF6 sintēze, lai to varētu bagātināt;
– urāna izotopu izdalīšana, lai iegūtu ar izotopu 235U bagātinātu urānu;
– kodoldegvielas elementu un kasešu izgatavošana.
Šīs tehnoloģijas ir ļoti atšķirīgas un var būt veiktas pat dažādās valstīs. Tā, piemēram,
Gabonā iepirkto urānu var pārsūtīt uz Krieviju bagātināšanai, tad uz Franciju, lai izgatavotu
kodoldegvielas elementus un kasetes, un tālāk uz konkrētām AES. Urāna rūdas rakšana un tās
21
pārstrāde, iegūstot urāna oksīda koncentrātu U3O8, notiek vairāk nekā 25 valstīs. Lielākās
urāna atradnes atrodas Austrālijā, Kazahstānā, Kanādā, ASV, Dienvidāfrikā, Namībijā,
Brazīlijā, Nigērijā, Ukrainā un Mongolijā. Kopējā urāna ieguve pasaulē 21. gadsimta sākumā
bija aptuveni 50 tūkst. tonnu gadā. Urāna heksafluorīda UF6 sintēze nepieciešama, lai veiktu
tā izotopu sadalīšanu un iegūtu ar 235U bagātinātu urānu. Sintēzi veic lielās ķīmiskajās
rūpnīcās, kur pārstrādā 5000 un vairāk tonnu gadā. Tādas ir Anglijā, ASV, Francijā, Kanādā,
Austrālijā, Dienvidāfrikā un Krievijā. Rūpnīcas ar mazāku jaudu nav ekonomiski izdevīgas.
Urāna bagātināšana ir nepieciešama, jo AES izmanto ar 1,4–4,5% 235U bagātinātu
urānu. Šim nolūkam izmanto galvenokārt gāzes difūzijas un centrifūgu tehnoloģiju. AES
paredzēto kodoldegvielas elementu izgatavo kā garas plānsienu caurules (diametrs 10 mm),
kurās ievieto presētas urānu saturošas tabletes. Šādus “urāna stienīšus” konstruktīvi apvieno
kasetēs un piegādā AES. Kodoldegvielas tirgū piedalās visas valstis, kas akceptējušas
kodolmateriālu neizplatīšanas līgumu. Pagājušā gadsimta 90. gados bijušās sociālisma valstis
Krievija, Kazahstāna, Ukraina, Uzbekistāna, Mongolija un Čehija paziņoja par saviem urāna
krājumiem un arī piedalās kopējā tirgū. Kodoldegvielas cenu veido visi tehnoloģiskā cikla
izdevumi: dabiskā urāna, tā bagātināšanas un elementu izgatavošanas cena. Tuvinātos
aprēķinos var pieņemt, ka 1 kg kodoldegvielas, ko ievieto kodolreaktorā, ir apmēram trīs
reizes dārgāks par urāna rūdu. Pagājušā gadsimta nogalē kodollielvalstis ir uzsākušas arī no
kodolieročiem atbrīvotā kodolmateriāla izmantošanu. Uzskata, ka tā daudzums ir pietiekams,
lai pasaules atomelektrostacijas varētu strādāt vairākus gadus. Urāna cena pasaules tirgū 20.
gadsimta beigās ir stabilizējusies, tomēr ievērojama starpība saglabājas starp līgumcenām un
tirgus “spot” cenām, kas pēdējos gados ir augušas. Ņemot vērā urāna lielo energoietilpību, tā
transportēšana nesagādā grūtības.
Jāizšķir izmantotās un neizmantotās kodoldegvielas problēma. No raktuvēs iegūtās
urāna rūdas tikai pavisam nelielu daļu (0,6%) izmanto enerģijas iegūšanai. Neizmantoto daļu
(99,4%) veido:
1. urāna pārpalikums (pēc sadalīšanas), ar samazinātu izotopa 235U saturu. Šī
daļa ir 75–80% no izraktās urāna masas;
2. izstrādātā kodoldegviela, kas izkrauta no kodolreaktora, t.i., 25–20% no
raktuvēs iegūtās urāna masas.
22
1.6. Kodoldegvielas atražošana
Pēc urāna bagātināšanas pārpalikumu galvenā sastāvdaļa ir izotops 238U. Tas tiek
uzglabāts noliktavās, un turpmāka izmantošana enerģētikā būs iespējama īpašas konstrukcijas
ātro neitronu kodolreaktoros jeb brīderos. Šo kodolreaktoru pilnveidošana intensīvi turpinās,
un speciālisti uzskata, ka ir iespējams izveidot tos ekonomiski izdevīgus. Japānas un Krievijas
kodolenerģijas izmantošanas programmās ir paredzēta ātro neitronu reaktoru būve. Izmantotā
kodoldegviela satur ievērojamu daudzumu plutonija izotopa 239Pu. Tā atdalīšana iespējama
īpašās radioķīmiskajās rūpnīcās. Tādas jau darbojas Krievijā, Anglijā, ASV, Francijā, Japānā
un Indijā.
Ātro neitronu reaktorus ar šķidra metāla siltumnesēju iespējams ekspluatēt atmosfēras
spiediena apstākļos un avārijas gadījumā nodrošināt aktīvās zonas dzesēšanu ar pasīvo
(konvekcijas) paņēmienu. Kā siltumnesējs var būt arī svins, dzīvsudrabs vai nātrija-kālija
kausējums. FBR reaktoros bieži izmanto jauktu kodoldegvielu: PuO2 (20%) un UO2 (80%).
Daudzos reaktoros aktīvo zonu aptver kodoldegvielas atražošanas slānis, kurā novietots 238U
izotops. Daži FBR reaktori var saražot kodoldegvielas (239Pu) vairāk nekā paši patērē 235U.
Ātro neitronu reaktoriem kodoldegvielas atražošanai jāstrādā slēgtā ciklā. Tas nozīmē,
ka no FBR izmantotā kodoldegviela jānogādā radioķīmiskās pārstrādes rūpnīcā, kur no tās
atdala plutoniju, lai izgatavotu jaunus kodoldegvielas elementus. Ātro neitronu reaktoru
darbība pamatojas uz to, ka daļa ātro neitronu nokļūst 235U un sadala tos 238U kodolos.
Tādējādi ir iespējams uzturēt urāna kodolu dalīšanās ķēdes reakciju. Lai to panāktu, šajos
reaktoros izmanto urānu, kas bagātināts ar 20–30% 235U, un lielāka blīvuma (4–5 reizes)
kodoldegvielu, salīdzinot ar siltuma neitronu reaktoriem. Ja izmanto plutonija kodoldegvielu,
tad iegūst par 25% vairāk neitronu, nekā daloties 235U izotopam.
FBR kodolreaktorus, kas atražo kodoldegvielu, uzskata par kodolenerģētikas nākotni.
To pastiprināta izstrāde ir Japānas enerģētikas attīstības pamatā, lai izmantotu lielos urāna 238U krājumus, kas glabājas noliktavās pēc izotopu atdalīšanas. Tas samazinās nepieciešamību
iegūt urānu raktuvēs.
23
2. Termodinamiskie cikli
Tvaika enerģētiskajās (spēka) iekārtās siltuma enerģiju pārvērš mehāniskajā enerģijā,
par darba ķermeni izmantojot ūdens tvaiku. Siltuma enerģiju tajās iegūst sadedzinot organisko
kurināmo gan radioaktīvo elementu kodolreakcijās atomu reaktoros. Lielākā daļa
elektrostaciju ir siltumelektrostacijas, kuru darbības pamatā ir tvaika enerģētisko iekārtu cikli,
kurus sauc arī par tvaika turbīnu cikliem.
2.1. Renkina cikls
Ciklu, kurā siltumu novadot, notiek pilnīga tvaika kondensācija, sauc par tvaika
enerģētiskās iekārtas pamatciklu. Cikls nosaukts tā izveidotāja V. Dž. Renkina vārdā.
Renkina ciklu izmanto elektroenerģijas ražošanā tvaika turbīnās. Zemāk ir paradītā
enerģētiskās iekārtas shēma, kurā var realizēt Renkina ciklu:
Attēls 1.1 Renkina termodinamiskais cikls atomelektrostacijā.
Apzīmējumi: B – barošanas sūknis, KR – tvaika ģenerators (kodolreaktors), T – tvaika
turbīna, G – elektriskais ģenerators, K – dzesētājs – kondensators.
Šāda enerģētiskā iekārta sastāv no vairākām agregātu grupām. Katla agregātā KR
pievada siltumu un ražo pārkarsētu tvaiku. Tvaiks darbina termisko dzinēju – tvaika turbīnu
T, kurā siltuma enerģiju pārveido mehāniskajā enerģijā un tālāk ar ģeneratoru G – elektriskajā
enerģijā. Attvaiku no turbīnas novada uz kondensatoru K, kur to kondensē, ar dzesēšanas
24
ūdeni novadot kondensācijas siltumu. Iegūto kondensātu augstspiediena sūknis B (barošanas
sūknis) iesūknē atpakaļ katlā kā barošanas ūdeni. Pēc tam cikls atkārtojas.
Tvaika enerģētiskajā iekārtā notiekošie procesi var attēlot P-v, T-s un h-s diagrammās.
P
v0
P1
P2
K
3
4 5 1
2
X=0
X=1
Katls
Kondensators
vk Attēls 1.2 Renkina termodinamiska cikla P-v diagramma
Attēls 1.3 Renkina termodinamiska cikla T-S diagramma.
25
Attēls 1.4 Renkina termodinamiska cikla h-s diagramma
Tvaiks (I) tiek padots turbīnā, kur adiabātiski izplešas, pārvēršot siltumu
mehāniskā darbā. Tvaiks pāriet piesātinātā stāvoklī, daļēji kondensējoties (2). Pēc tam tas
nonāk kondensatorā, kas tiek dzesēts ar aukstu ūdeni (2-3), kur pie nemainīga spiediena un
temperatūras (izobāra-izoterma) pilnīgi kondensējas. Kondensāts ar augstspiediena sūkņa
palīdzību tiek padots uz reaktoru (tvaika ģeneratoru) (3-4) pēc izohoras. Sakarā ar to, ka,
tiekot saspiests, ūdens temperatūra un entalpija praktiski nemainās, T-s un h-s koordinātās
punkti 3 un 4 sakrīt. Kodolreaktorā (tvaika ģeneratorā) izdalās siltums, kā iespaidā ūdens tiek
izobāriski - izotermiski sildīts līdz vārīšanai. Šajā diapazonā tvaiks ir mitrs piesātināts.
Ja p-v un T-s diagrammās darbu (tam atbilstošu siltumu) l raksturo laukums, ko
ierobežo termodinamisko procesu līnijas, tad h-s diagrammā – taisnes nogrieznis 1-2,
neievērojot sūkņa patērēto darbu:
1 2l h h (2.1)
Cikla termiskais lietderības koeficents, neņemot vērā barošanas sūknī patērēto darbu:
1 2
1t
q qq
(2.2)
Kur 1q - pievadītais siltums (4-1), 2q - kondensatorā atdotais siltums (2-3). Siltumu 1q
un 2q izsaka ar tvaika entalpiju:
1 1 3 1 4q h h h h (2.3) un
2 2 3q h h (2.4) . Kur 1h - turbīnā ieplūstoša tvaika entalpija, 2h - turbīnas attvaika
entalpija, 3 4h h - katla barošanas ūdens entalpija.
Renkina cikla termiskā lietderības koeficents:
26
1 3 1 2
1 3
( )t
h h h hh h
(2.5)
Renkina cikls termoelektrostacijās nekad netika izmantots klasiskajā veidā, sakarā ar
to, ka tādā veidā cikla lietderības koeficients sasniedz tikai aptuveni 33%. Termoelektrostaciju
lietderības koeficientu ir iespējams palielināt, palielinot tvaika parametrus, izmantojot
vairākkārtēju tvaika pārkarsēšanu. Tādā gadījumā turbīna strādā ar augstspiedienā pārkarsētu
tvaiku, un lietderības koeficients var sasniegt 46%.
Attēls 1.4 Renkina termodinamiska cikla ar vienu pārkasēšanu T-S diagramma.
Atomelektrostacijās tvaika pārkarsēšanu neizmanto, sakarā ar to, ka tas ietekme uz
kodoldrošību. Atomelektrostacijas strādā pēc parasta Renkina cikla un tas lietderības
koeficients ir 30-33%.
2.2. Braitona cikls
Termins “Braitona cikls” visbiežāk izmantojams gāzes turbīnas sakarā. Gāzes turbīna āri
sastāv no trim komponentiem:
Gāzes kompresors
Turbīnas sadegšanas kamera
Turbīnas izplešanas kamera
27
Degviela
Āra gaiss
Izejošas gāzes
TurbīnaKompressors
Samaisīšanas un sadegšanas
kamera
Ģenerators
Attēls 2.1 Atvērta Braitona cikla realizācija.
Ideālais Braitona cikls:
adiabatisks process – ara gaiss sūtīts uz kompresoru, kur saspiežas.
izobarisks process – saspiestais gaiss pariet uz sadegšanas kameru, kur degviela sadeg,
uzsilda gaisu – nemainīga spiediena process, ciktāl sadegšanas kamera atvērta
izpūšanai.
adiabatisks process – uzsildīts, saspiests gaiss atdod enerģiju, izplešas caur turbīnu, vai
turbīnas virkni. Zināms darba daudzums izmantojams kompresora iedarbināšanai.
Izobarisks process – siltuma izdalīšana uz atmosfēru.
T
s
1
2
3
4
P=const
P=const
qin
qout
28
s=const
Attēls 2.2 Braitona cikla T-s un P-v diagrammas.
Reālais slēgtais Braitona cikls:
adiabatisks process - saspiešana.
izobarisks process – siltuma daudzuma pievienošana.
adiabatisks process – izplešana.
izobarisks process – siltuma izdalīšana.
Attēls 2.3 Slēgta Braitona cikla realizācija.
29
Sakarā ar to, ka ne gaisa saspiešana, ne gaisa izplešana nav īsti adiabatiskie procesi, zudumi
kompresorā un izplešanas kamerā kļūst par neizbēgamiem darbības efektivitātes
samazināšanas iemesliem.
Braitona cikla lietderības koeficients ir: (2.6) , kur
γ ir siltuma ietilpības attiecība.
2.3. Koģenerācijas cikls
Tvaika enerģētiskās iekārtas ekonomiskumu var būtiski paaugstināt, izmantojot
koģenerācijas (termofikācijas) ciklu. Šādu ciklu izmanto koģenerācijas elektrostacijas –
termoelektrocentrāles (TEC), kas ražo ne tikai elektrisko (mehānisko) enerģiju, bet arī apgādā
ar siltumu patērētājus.
Saskaņā ar II termodinamikas likumu, pārvēršot siltumu darbā, ievērojama pievadītā
siltuma daļa q2 jānovada dzesētājā (kondensatorā). Siltums q2 sastāda aptuveni 50% no
kurināmā sadegšanas siltuma. Attvaika kondensācijas siltumu, kas sastāda lielāko daļu tvaika
entalpijas, nelietderīgi novada apkārtējā vidē. Tāpēc kondensācijas tipa elektrostacijas (KES)
strādā ar zemu lietderības koeficentu. Lai varētu izmantot attvaika kondensācijas siltumu,
jāpaaugstina no kondensatora novadītā dzesējošā ūdens temperatūra. To panāk, paaugstinot
no turbīnas izplūstošā attvaika parametrus (spiedienu), kas paaugstina kondensācijas
temperatūru un uzsilda dzesējošo ūdeni līdz 100-150°C. Tvaika izplēšanas beigu spiediena
paaugstināšana samazina mehāniskajā (respektīvi, elektriskajā) enerģijā pārvērstā siltuma
daudzumu. Tvaika kondensācijas siltumu q2 šajā gadījumā var izmantot lietderīgi
termofikācijas (centralizētās siltumapgādes) vajadzībām.
Koģenerācija ir siltumenerģijas un elektroenerģijas un/vai mehāniskās enerģijas
vienlaicīga ražošana vienā procesā. Ciklu, kurā realizē kombinētu mehāniskās (elektriskās)
enerģijas un siltuma enerģijas ražošanu, sauc par koģenerācijas vai termofikācijas ciklu.
Termofikācijas elektrostacijas, TEC – termoelektrocentrālēs, izmanto kondensācijas
turbīnas ar nozartvaika novadīšanu, kura daudzumu var regulēt atkarībā no siltuma
patēriņa, vai arī pretspiediena turbīnas. Nozartvaiku noņem no attiecīgām turbīnas spiediena
30
pakāpēm un izmanto termofikācijas tīklā cirkulējošā ūdens uzkarsēšanai. Pretspiediena
turbīnās attvaika kondensācija notiek paaugstinātā spiedienā un temperatūrā. Tas samazina
iegūtas mehāniskās enerģijas daudzumu, bet paaugstina dzesēšanas ūdens temperatūru.
Renkina cikla salīdzinājums ar koģenerācijas ciklu ir paradīts T-s koordinātēs. [2.4
Att.]
X=1
X=0
Attēls 2.4. Koģenerācijas cikla T-s attiecība.
Renkina ciklā pievadīto siltumu q1 attēlo laukums 5 − 2 − 6 − 7 − 3 − 4. Darbā
pārvērsto siltumu q0 attēlo laukums 5 − 2 − 3 − 4. Ar tvaiku kondensatorā novadīto siltumu q2
ar laukumu 6 − 2 − 3 − 7. Koģenerācijas ciklā mehāniskajā enerģijā pārvērstais siltuma
daudzums q’0 < q0 (laukums 5 − 2' − 3' − 4 ) un kondensatorā (siltumapmaiņas aparātā)
novadītais siltums q’2 > q2 . Koģenerācijas cikla efektivitātes raksturošanai lieto siltuma
izmantošanas koeficentu: lietderīgi izmantotā siltuma (q’0 > q’2 ) attiecību pret ciklā pievadīto
siltumu q’1 ( laukums 5 − 2 − 6 − 7’ − 3’ − 4 ):
'1
'2
'0
qqq
TEC
(2.7)
Koģenerācijas cikla kopējo efektivitāti var izteikt arī šādi:
TEC
TECTECTEC B
HE (2.8)
kur ETEC - koģenerācijas elektroenerģija; H TEC - koģenerācijas režīmā saražotā
lietderīgā siltuma daudzums; B TEC - kurināmā patēriņš koģenerācijas iekārtās.
Koģenerācijas ciklā lietderības koeficients var sasniegt 46-47%
31
2.4. Siltumsūkņu cikls
Ierīces, kurās, izmantojot augsta potenciāla enerģiju (elektrisko, mehānisko, augstas
temperatūras siltuma enerģiju), ar apgriezta termodinamiskā cikla starpniecību paaugstina
zema potenciāla siltuma temperatūru, sauc par siltumsūkņiem. Siltumsūkņi ļauj izmantot
zemas temperatūras siltumu augstākas temperatūras tehnoloģiskajā procesā, piemēram,
apkārtējās vides siltuma avotus (gaisu, ūdeni u.c.) var izmantot siltumapgādē.
Siltumsūknis saņem siltumu q2 no apkārtējās vides siltuma avota ar temperatūru T2,
ciklā patērē darbu l un nodod siltumu q1 ar augstāko temperatūru T1 citam ķermenim.
Izmanto arī absorbcijas tipa siltumsūkņus, kuros ir termiskais kompresors, kas
darbojas uz divu vielu šķīduma termiskās iztvaicēšanas pamata, pievadot kā siltuma, tā arī
elektrisko enerģiju. Iekārta var tikt izmantota divējādi: kā siltuma avots un kā aukstuma avots.
Siltumsūkņa efektivitāte novērtējama ar tā saucamo transformācijas koeficientu:
ca l
q1 (2.9) , kur
1q : siltuma daudzums, kas ir pievadīts pie apsildāmu ķermeni
cl : ārējais darbs
Jebkuram sildīšanas ciklam (tai skaitā siltumsūkņim) nepieciešams enerģijas cl pievads
no arējas enerģijas avota. Šitā enerģija izlietojas kompresora vai cita aparāta, kas saspiež
siltuma pārnešanas vielu, piedziņu. Acīmredzams, ka visa arēja enerģija var but pārvērsta tieši
siltumā ( 2q ) (ka elektriskajā sildītajā), bet siltumsūkņim ir priekšrocības, tāpēc, ka pie tā paša
enerģijas daudzuma ar siltumsūkņa palīdzību pie apsildama ķermeņa pievadās vairāk siltuma
( 2qlc ). Elektriskais sildītājs tikai pārvērš enerģiju siltumā, bet siltumsūkņis ar tādu pašu
enerģijas daudzumu pārvērš zema temperatūras potenciāla siltumu uz aukstāka temperatūras
potenciāla siltumu („pārsukņo” siltumu).
Parasti siltumsūkņu apgriežamo transformācijas koeficients ievērojami lielāks pār
vieninieku:
211
212 1 TT
TTT
Ta (2.10), kur:
2T : atdzēšamas telpas temperatūra,
1T : apsildāmas telpas temperatūra,
Piemēram, ja siltumsūkņis strādā pēc apgriezta Kārno cikla un:
32
CT 02 0 ,
CT 01 25 , tad 9.11a .
Tas nozīme, ka dotajā gadījumā uz apsildāmu telpu novirzās siltuma daudzums, kas ir
11.9 reizes lielāks pār darbu, kas ir patērēta ciklā.
Reālo siltumsūkņu transformācijas koeficients krietni mazāks pār ideālo un sasniedz 5
– 6.
Attēls 2.5. T-s diagramma tvaika - ežekcijas siltumsūkņim.
33
3. Pasaules esošo atomelektrostaciju darbības analīze
3.1. Faktori, kas raksturo AES efektivitāti:
( )(%) 100REG PEL UEL XELEAFREG
(3.1)
( )(%) 100REG PEL UELUCFREG
(3.2)
(%) 100UELUCLREG
(3.3)
(%) 100PELPCLREG
(3.4)
(%) 100EGLFREG
(3.5)
Laiks darbā (stundas)(%) 100Kopejais laiks (stundas)
OF (3.6), kur
EAF (Energy Availability Factor) Enerģijas Pieejamības Koeficients, procentos. Rāda kādu
daļu, no maksimāli iespējama elektroenerģijas daudzuma REG (MWh), par uzskates periodu,
teorētiski iespējams saražot atomelektrostacija, ņemot vērā plānotus elektroenerģijas
nepiegādi PEL (MWh), neplānotus elektroenerģijas nepiegādi UEL (MWh), enerģijas
piegādes pārtraukumus, kas ir saistītas ar ārējiem faktoriem XEL (MWh).
EUF (Energy Unavailability Factor) Enerģijas Nepieejamības Koeficients, procentos.
Enerģijas Pieejamības Faktora apgriezta vērtība, tiks aprēķināta, ka 100%- EAF
UCF (Unit Capability Factor) Vienības Gatavības Koeficients, procentos. Rāda kādu daļu, no
maksimāli iespējama enerģijas daudzuma REG (MWh), par uzskates periodu, teorētiski
iespējams saražot atomelektrostacija, ņemot vērā plānotus elektroenerģijas nepiegādi PEL
(MWh), neplānotus elektroenerģijas nepiegādi UEL (MWh) un neņemot vērā enerģijas
piegādes pārtraukumus, kas ir saistītas ar ārējiem faktoriem XEL (MWh).
34
UCL (Unplanned Capability Loss Factor) Neplānotas Gatavības Samazināšanas Koeficients,
procentos. Koeficients attēlo, kāda daļa no teorētiski iespējama elektroenerģijas daudzuma
(REG), par uzskates periodu, netika saražota neplānotus elektroenerģijas nepiegādes (UEL)
dēļ.
PCL (Planned Capability Loss Factor) Plānotas Gatavības Samazināšanas Koeficients,
procentos. Koeficients attēlo, kāda daļa no teorētiski iespējama elektroenerģijas daudzuma
(REG), par uzskates periodu, netika saražota plānotus elektroenerģijas nepiegādes (PEL) dēļ.
LF (Load Factor) Uzstādītas Jaudas Izmantošanas Koeficients , procentos. Koeficients attēlo,
kāds, par uzskaites periodu, elektroenerģijas daudzums, attiecībā pret maksimāli iespējamo,
tika faktiski nodots no atomelektrostacijas uz energosistēmu.
OF (Operating Factor) Darbības Koeficients, procentos. Faktisks darbības laiks, stundas, pret
uzskaites perioda garumu, stundas ( parasti 8760 stundas).
PEL (Planned Energy Loss) Plānota Elektroenerģijas Nepiegāde. Enerģijas daudzums
(MWh), kas netika saražots un piegādāts uzskates periodā plānotas apturēšanas vai jaudas
samazināšanas dēļ ( piemēram, sakarā ar plānotiem remontiem, inspekcijām, kodoldegvielas
pārkraušanu). Par PEL gadījumiem tiek pieņemtas tas, par kuriem tika ziņots vismaz četras
nedēļas iepriekš.
UEL (Unplanned Energy Loss) Neplānota Elektroenerģijas Nepiegāde. Enerģijas daudzums
(MWh), kas netika saražots un piegādāts uzskates periodā neplānotas apturēšanas vai jaudas
samazināšanas dēļ. Par UEL gadījumiem tiek pieņemtas tas, par kuriem netika ziņots vismaz
četras nedēļas iepriekš.
XEL (External Energy Loss) Enerģijas Nepiegāde pēc Arējiem Apstākļiem. Enerģijas
daudzums (MWh), kas netika piegādāts sakarā ar stacijas pieejamības samazināšanas un pēc
apstākļiem, kas atrodas ārpus stacijas vadības.
EG Faktiskais elektroenerģijas daudzums, mērītais uz stacijas izejošas kopnes, kas tika padots
uz elektrisku tīklu par uzskaites periodu. Parametrs uzskaita elektroenerģijas daudzumu, kas
tika patērēts iekšējam vajadzībām un zudumus transformatoros, kas ir stacijas neatņemama
daļa.
35
EAF (Energy Availability Factor) pēc reaktora tipa aprēķināts sekojoši:
EAFEAFn
(3.7) ; kur,
EAF :summārais EAF (Energy Availability Factor) reaktora dotajam tipam;
n : dotajā tipa reaktoru kopīgais skaits.
EAF (Energy Availability Factor) katrai valstij aprēķināts sekojoši:
EAFEAFn
(3.8) ; kur,
EAF :summārais EAF (Energy Availability Factor) valstī strādājošiem reaktoriem ;
n : dotajā tipa reaktoru kopīgais skaits.
LF (Load Factor) katrai valstij aprēķināts sekojoši:
LFLFn
(3.9) ; kur,
LF :summārais LF (Load Factor) valstī strādājošiem reaktoriem ;
n : dotajā tipa reaktoru kopīgais skaits
Kodoldegvielas izdegšanas dziļums ;
Viena no svarīgākajām kodoldegvielas īpašībām ir tās izdegšanas dziļums, kas rāda
siltuma daudzumu, ko var iegūt no noteiktas kodoldegvielas masas (parasti viena tonna),
pirms to izkrauj no reaktora. Kodoldegvielas izdegšanas dziļums parasti tiek
mērīts megavatdienās no tonnas (MWd/t).
36
3.2. Kopsavilkums par AES jaudām un elektroenerģijas izstrādi
2011.gada sakumā pasaulē strādāja 443 enerģētiskie reaktori ar uzstādītu jaudu
375,374 GW(e). Vel 64 enerģētiskais reaktors ir celšanas procesā. 2010. gadā strādājošu
reaktoru skaits bija 441ar uzstādītu jaudu 374,690 GW(e) un celšanas procesā bija 61
reaktors. Pašlaik AES sedz aptuveni 25,5% no pasaules elektroenerģijas patēriņa.[11]
Zemāk radītie grafiki tika izstrādāti no datiem, savāktiem no katra strādājoša
reaktora ievešanas ekspluatācijā gada līdz 2010 g. Pēc marta notikumiem Japānā AES
Fukušima Daiiči, strādājošo reaktoru skaits faktiski samazinājās par četriem reaktoriem un,
pagaidām, vel nav zināma divu reaktoru (Fukušima Daiiči-5 un Fukušima Daiiči-6) nākotne.
Sakarā ar to, ka šajā darbā tika apkopoti dati par 2010. gadu, reaktori AES Fukušima Daiiči
parādīti, ka strādājošie.
1,82%2,60%2,85%3,06%3,38%3,59%
5,18%5,91%
15,07%15,66%
17,09%19,48%19,59%20,09%
27,26%28,43%29,21%
32,08%33,13%33,27%
37,30%38,01%38,13%
39,42%42,10%
48,11%51,16%51,80%
74,12%
0,00% 10,00% 20,00% 30,00% 40,00% 50,00% 60,00% 70,00% 80,00%
ĶīnaPakistāna
IndijaBrazīlija
NīderlandeMeksika
Dienvidāfrikas RepublikaArgentīna
KanādaLielbritānija
KrievijaRumānija
ASVSpānija
VācijaSomija
JapāņaDienvidkoreja
BulgārijaČehija
SlovēnijaŠveice
ZviedrijaArmēnijaUngārijaUkrainaBeļģija
SlovākijaFrancija
Attēls 3.2 AES elektroenerģijas saražota daļa no kopēja daudzuma pēc valstīm.[11]
Līdz 2004. gadam elektroenerģijas ražošanas AES līderis ar 82% bija Lietuva, bet
tagad, pēc Ignalinas AES apturēšanas, Francija, ar 74,12% saņem pirmo vietu starp valstīm,
kas izmanto kodolreaktorus elektroenerģijas ražošanai. Francijai pieder 18 AES ar 58
reaktoriem kopskaitā. Francija stabili pieturas kodolenerģetikas orientētas stratēģijas, par ko
liecina plānveida vienīga tipa (PWR) reaktoru celšana.
Armēnijai pieder tikai viens strādājošs PWR-WWER reaktors (vel viens izslēgta
stāvoklī), bet tas vienīgais reaktors sedz 38,13% no elektroenerģijas vajadzībām. 1990. g.
37
sakumā tika pieņemts politiskais lēmums par Armēnijas AES apturēšanu un lēmuma sekas
bija enerģētiska krīze. 1995. gadā Armēnijas AES otrais reaktors tika palaists no jauna.
Pašlaik Ķīnā kodolenerģetika sedz tikai 1,82% no elektroenerģijas vajadzībām, bet
Ķīna ir līderis kodolreaktoru celšanā ar 27 reaktoriem celšanas procesā. Ķīnas stratēģija ir
tuvāko gadu laikā sasniegt 20-25% ar AES saražoto elektroenerģiju no visas saražotas
elektroenerģijas.[11] [3.2 Att.]
Elektroenerģijas ražošana ASV pēc gadiem
0
500
1000
1500
2000
2500
3000
3500
4000
4500
1970 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2010
Gadi
Ele
ktro
ener
ģija
s da
udzu
ms
Kopeja elektroenerģijas ražošāna (TWh)Elektroenerģijas razošanas atomelektrostacijās (TWh)
Attēls 3.3 Elektroenerģijas ražošana ASV pēc gadiem.[10]
Elektroenerģijas ražošana AES pasaulē pēc gadiem.
0
500
1 000
1 500
2 000
2 500
3 000
1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2010
TWh
Attēls 3.4 Elektroenerģijas ražošana pasaulē pēc gadiem. [10]
38
Neskatoties uz pretrunīgu attieksmi, atomenerģētika turpina attīstīties un rāda gan
reaktoru daudzuma pieaugumu, gan uzstādītas jaudas palielināšanu un ka secinājumu,
saražotas elektroenerģijas daudzuma palielināšanu[3.4 Att.]. Kopš 1968 gadā tikai 2008 gadā
netika ievēsti ierindā jauni reaktori.
Atomenerģētikas vēsturē bija trīs lielas avārijas: Three-Mile Island (1979.g.),
Černobiļa (1986.g.), Fukušima (2011.g.). Par secinājumiem no pedejas avarijas runāt,
pagidam nav iespējams, bet no pirmam divam avārijam bija izdarīti secinājumi: grafikos,
attiecīgajos gados var redzēt elektroenerģijas jaudas pieauguma stagnāciju, pēc tam
pieaugums turpinājās.[3.3 Att.][3.4 Att.]. Par izdarītiem secinājumiem netieši liecina intervāls
starp avārijām: septiņi gadi starp pirmo un otro avāriju, un divdesmit pieci gadi starp otro un
trešo avāriju.
3.3. Jaudas pieejamības koeficienta analīze.
Attēls 3.5 Enerģētisko reaktoru EAF (Energy Availability Factor) Enerģijas Pieejamības
Faktors un EUF (Energy Unavailability Factor) Enerģijas Nepieejamības Koeficients pēc
reaktoru tipiem. [11]
79,14% 78,70% 73,84% 73,60%
70,03% 67,62%
32,38% 29,97%
26,40% 26,16% 21,30% 20,86%
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
PWR BWR FBR PHWR LGWR AGR/CGR
EAF EUF
39
No 3.5 Att. ir redzams, ka vislielākais Enerģijas Pieejamības Faktors ir PWR tipa
reaktoriem. Tas var but saistīts ar to, ka reaktoru konstrukcija ir droša, uzticama un neprasa
daudz laiku plānotiem, neplānotiem remontiem, inspekcijām u.t.t, neskatoties uz to, ka AES
ar PWR konstrukcija ietilpst tvaika ģeneratoru, kas ietekme uz reaktora darbu. Interesants
radītājs ir FBR tipa reaktoriem. Šajā gadījumā runa iet par vienīgo reaktoru БН-600, kas
strādā Belojarskas AES kopš 1980. g. Neskatoties ar tehnoloģiskajam grūtībām, reaktors
sasniedza diezgan augstu EAF koeficienta vērtību. Zemākais rezultāts ir gāzes dzesēšanas
reaktoriem AGR tipa, kas ir par 15% mazāk, nekā PWR tipa reaktoriem. Tāds rezultāts var
but saistīts ar reaktora konstrukciju un reaktoru lielu vecumu. Sakarā ar to, ka dažādas
tehnoloģijas izmantotas dažādos valstis un atrodas nelīdzenos apstākļos, teorētiski iespējamais
EAF nekad nevar but sasniedzams. [11][3.5 Att.]
50,90%59,00%
66,47%67,62%68,66%69,31%
71,01%71,77%71,79%71,79%
77,50%77,75%78,45%79,16%79,86%80,82%81,17%81,50%81,92%
83,99%84,01%84,86%84,91%85,11%85,22%86,51%
88,37%90,61%91,54%
0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%
PakistānaIndija
ArmēnijaLielbritānija
BrazīlijaBulgārija
Dienvidāfrikas RepublikaUkrainaJapāņaKrievijaFrancijaKanāda
ZviedrijaČehija
ArgentīnaASV
SlovākijaMeksika
VācijaSlovēnija
ĶīnaSpānija
UngārijaNīderlande
BeļģijaŠveice
DienvidkorejaSomija
Rumānija
EAF EUF
Attēls 3.7 Enerģētisko reaktoru EAF (Energy Availability Factor) Enerģijas
Pieejamības Koeficients un EUF (Energy Unavailability Factor) Enerģijas Nepieejamības
Faktors dažādos valstīs. [11]
40
EAF apkopošanas rezultāti liecina par to, ka kopumā pastāv Enerģijas Pieejamības
Koeficienta uzlabošanas iespējas. Rumānijā EAF augsts rezultāts var but saistīts ar jaunas,
uzlabotas PHWR tipa reaktoru izmantošanu. Šāda tipa reaktori pieļauj iespēju nomainīt
kodoldegvielu, neapturot reaktoru, tātad EAF komponents, kas ir saistīts ar Plānotu
Elektroenerģijas Nepiegādi (PEL) PHWR reaktoriem ir samēra mazs. Var arī redzēt, ka 14 no
29 valstīm sasniegusi 80% un vairāk EAF vērtību. Saraksta otra galā atrodas Pakistāna un
Indija, kur tradicionāli ir zema ražošanas kultūra un vel var eksistēt liela Enerģijas Nepiegāde
pēc Arējiem Apstākļiem (XEL). Līdzīga situācija ar enerģijas nepiegādi pēc arējiem
apstākļiem (XEL) var but arī Armēnijā, kur AES strādā uz mazu izolētu energosistēmu.
Lielbritānijas AES diezgan zems EAF saistīts ar izmantotu tikai tur AGR reaktoru īpašībām.
Pārējiem Ziemeļeiropas valstīm EAF ir krietni lielāks un atrodas robežas 77,5% Francijā un
90,61% Somijā. EAF vērtība atkarīga no politiskiem lēmumiem, pēc kuriem atsevišķie
reaktori var but apturēti vai slēgti. Arī EAF vērtība atkarīga no plānotu remontu, apkopes un
pārbaudes skaitu un ilgumu, kas samazina EAF, bet paaugstina reaktora ekspluatācijas
drošumu un drošību.
41
3.4. Uzstādītas jaudas izmantošanas koeficienta analīze.
49,56%
55,89%
60,70%
61,14%
61,93%
67,68%
69,12%
69,42%
70,51%
72,28%
72,51%
74,99%
76,91%
77,47%
77,79%
78,50%
78,70%
78,94%
80,16%
83,16%
84,04%
84,55%
85,16%
85,32%
85,72%
86,76%
89,74%
90,34%
91,74%
0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100%
PakistānaIndija
BulgārijaArmēnija
BrazīlijaLielbritānija
Dienvidāfrikas RepublikaKrievijaUkrainaJapāņa
FrancijaZviedrija
KanādaArgentīna
MeksikaSlovākija
ASVVācijaČehija
SlovēnijaNīderlande
SpānijaBeļģija
ĶīnaUngārija
ŠveiceDienvidkoreja
SomijaRumānija
LF
Attēls 3.8 Enerģētisko reaktoru LF (Load Factor) Uzstādītas jaudas Izmantošanas
Koeficients dažādos valstīs. [11]
Pēc [3.8 Att.] datiem ir redzams, LF vērtības pa valstīm gandrīz sakrīt ar EAF
vērtībām pa valstīm. Tas nozīme, ka AES faktiski ražo un nodod elektroenerģijas daudzumu,
kas ir teorētiski iespējami saražot un nodod energosistēmā pie eksistējošiem ierobežojošiem
faktoriem (PEL, UEL, XEL). Ar citiem vārdiem var teikt, ka EAF un LF gandrīz sakrīt.
Situāciju, kad LF ir lielāks par EAF (faktiskais elektroenerģijas daudzums ir lielāks par
teorētiski iespējamu), piemēram, Čehijā. Izskaidrojums ir sekojošs: ekspluatācijas gaitā AES
jauda tika palielināta.[12] Ja LF vērtība stipri mazāk, par EAF, tas nozīme, ka AES bieži, vai
42
ilgi strādāja ar pazeminātu jaudu. LF vērtības paaugstināšana ir viena no atomenerģētikas
prioritātes: LF vērtības palielināšana ir elektroenerģijas ražošanas palielināšana bez jauno
ģenerējošo jaudu ievešanas. Viena no LF palielināšanas iespējam ir atomelektrostacijas
pašpatēriņu samazināšana, laba plānotu remontu organizācija un izpildīšana arī palielina LF
vērtību.[15][16]
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35
Reaktoru vecums, gadi
EAFLFEUFOF
Attēls 3.9. LF (Load Factor), EAF (Energy Availability Factor), EUF (Energy Unavailability
Factor), OF (Operating Factor) Francijā strādājošiem PWR tipa reaktoriem atkarībā no
reaktoru vecuma. [11]
Tālāk tika apkopoti dati, pēc vienāda tipa reaktoriem (PWR), piederošie vienai valstij
(Francijai), kas tika ievesti ekspluatācijā no 1977. gada līdz 1999g.
Francija tika pieņemta par piemēru sakarā ar to, ka tikai šajā valstī atomenerģētika ir
brīva no politiska aspekta un tikai Francija divdesmit divu gadu laikā tika plānveida ievesti
ekspluatācijā vienāda tipa reaktori.
Ka redzams no 3.9 Att. vienāda tipa reaktoriem, kas atrodas vienādos apstākļos, EAF,
LF, OF un EUF parametru vērtības ir atkarīgas no reaktora vecuma: jo jaunāks ir reaktors, jo
vairāk laika viņš ir darbā (OF ir lielāks). Jaunākiem reaktoriem ir mazāks plānotu un
43
neplānotu remontu skaits, tas ilgums. Sakarā ar to EAF vērtība jaunākiem reaktoriem ir
lielāka, saražotas un nodotas patērētajiem elektroenerģijas daudzums arī ir lielāks (LF ir
lielāks)
3.5. Elektroenerģijas pašpatēriņš.
Atomelektrostacijām ir liels elektroenerģijas pašpatēriņš: līdz 16% AGR reaktoriem.
[11] Elektroenerģijas pašpatēriņš ir atkarīgs no atomelektrostacijas tipa: visaugstākais
elektroenerģijas pašpatēriņš ir atomelektrostacijām ar gāzveida siltumnesējam un saistīts ar
gaisa putēja darbu. AGR tipa reaktoriem ir nepieciešama ļoti liela siltumnesēja apjoma
pārsakņošana pa izvirzītu kontūru „reaktors – tvaika ģenerators”, pie tam, siltuma atdeves
uzlabošanas dēļ, siltumnesēja ātrums pieņemts liels un kontūra virsma ir rievaina. Tas viss
kopa paaugstina kontūra pretestību. Atomelektrostacijai ar ūdens siltumnesēju
elektroenerģijas pašpatēriņš ir krietni mazāks un sasniedz, teorētiski, 4,5%-6,5% no kopēja
izstrādāta elektroenerģijas daudzuma atomelektrostacijām ar PWR/WWER reaktoriem un līdz
8% atomelektrostacijām ar LWGR/RBMK.[6]
95,80%
2,00%
1,25%0,75%
0,20%4,20%
Barošanas sūkņi
Galvenie cirkulācijas sūkņi
Kondensatoru cirkulācijassūkņiKondensāta sukņi
Attēls 3.10. Elektroenerģijas pašpatēriņu sadalījums atomelektrostacijās ar PWR/WWER
reaktoriem. [6]
44
92,10%
2,50%
3,00%
0,80%
1,60%
7,90%
Barošanas sūkņi
Galvenie cirkulācijas sūkņi
Kondensatoru cirkulācijassūkņiKondensāta sukņi
Attēls 3.11. Elektroenerģijas pašpatēriņu sadalījums atomelektrostacijās ar LWGR/RBMK
reaktoriem. [6]
3,86%
4,29%
6,38%
6,67%
7,50%
15,99%
0% 2% 4% 6% 8% 10% 12% 14% 16% 18%
BWR
PWR
PHWR
FBR
LGWR
AGR/CGR
Elektroenerģijas pašpatēriņš.
Attēls 3.11. Elektroenerģijas pašpatēriņš atkarībā no reaktora tipa. [11]
Elektroenerģijas pašpatēriņš praktiski nemainās no reaktora slodzes, tāpēc, ja reaktors
strādā ar pazeminātu jaudu, elektroenerģijas pašpatēriņš procentuāli pieaug. Un otrādi: ja
reaktors strādā ar palielinātu jaudu, elektroenerģijas pašpatēriņš procentuāli samazinājās. Par
piemēru iespējams pieņemt WWER tipa reaktorus, kas strādā Čehijas Republikā.
AES „Dukovany” strādā četri reaktori WWER 440/213 ar sekojošiem (pēc projekta)
parametriem:
Nomināla termiska jauda: 1375 MWt
Ģeneratora elektriska jauda ( )ĢP : 440 MWe
45
Nomināla elektriska jauda ( )NP : 388 MWe
Elektroenerģijas pašpatēriņš ( )PP : 52 MWe ; [12]
No tā iziet, ka procentuāli, elektroenerģijas pašpatēriņš ir:
52100 100 11,8%440
PA
Ģ
PPP
(3.4), bet faktiski elektroenerģijas pašpatēriņš
AES „Dukovany” reaktoriem ir vidēji 6,28%. To var paskaidrot ar to, ka vienu reaktoru
(„Dukovany”-3) jauda ( )ĢP tika pakāpeniski palielināta un sasniedza 498 MWe un nomināla
elektriska jauda ( )NP sasniedza 471 MWe.
27100 100 5, 4%498
Ģ NA
Ģ
P PP
P
Reaktoriem „Dukovany”-1,2,4 ģeneratora elektriska jauda ( )ĢP pašlaik sasniedz 456 MWe un
nomināla elektriska jauda ( )NP pašlaik sasniedz 427 MWe. Ar šādiem parametriem
reaktoriem „Dukovany”-1,2,4 enerģijas pašpatēriņu daļa ir:
28100 100 6,4%456
Ģ NA
Ģ
P PP
P
3.6. Kodolreaktoru ekspluatācijas drošuma rādītāju analīze.
3.6.1. UCF (Unit Capability Factor) Vienības Gatavības Koeficients .
Vienības Gatavības koeficients ir viens svarīgākajiem kodolreaktoru ekspluatācijas
drošuma rādītājiem. Koeficienta augsta vērtība liecina par atomelektrostacijas vadības,
virzītas uz neplānotas elektroenerģijas nesaražošanas samazināšanu un uz plānotu apturēšanas
optimizāciju, efektivitātes augsto līmeni.[13]
46
77,2%
81,5%
85,6%87,1% 86,8% 87,4%
85,7% 86,3%87,3%
72%74%76%78%80%82%84%86%88%90%
1990 1995 2000 2004 2005 2006 2007 2008 2009
UCF
Attēls 3.12. UCF, Vienības Gatavības koeficienta izmaiņas tendence. [13]
No 3.12 Att. ir redzams, ka UCF vērtība visa pasaulē kopš 2000. gadā pēc straujas
palielināšanas no 1990. g., atrodas diezgan augsta līmenī un atkarīga, galvenokārt no Plānotas
Gatavības Samazināšanas Koeficienta (PCL)[3.13 Att.]. Turpmāka UCF palielināšana var but
sasniegta ar plānotu remontu labāku plānošanu un izpildi. Acīm redzams, ka Plānotu
Elektroenerģijas Nepiegādi pilnīgi izslēgt nav iespējams, bet ir iespējams samazināt.
3.6.2. UCL (Unplanned Capability Loss Factor) Neplānotas Gatavības Samazināšanas
Koeficients.
3,7%
2,7%
1,4%
2,0%1,6% 1,7%
2,0%1,7%
1,5%
0,0%
0,5%
1,0%
1,5%
2,0%
2,5%
3,0%
3,5%
4,0%
1990 1995 2000 2004 2005 2006 2007 2008 2009
UCL
Attēls 3.13. UCL, Neplānotas Gatavības Samazināšanas Koeficienta izmaiņas tendence. [13]
47
Neplānotas Gatavības Samazināšanas Koeficients, tas ir elektroenerģijas daļa, kas
netika saražota neplānotas apturēšanas, vai plānotas apturēšanas pagarināšanas dēļ, no
maksimāli iespējamas elektroenerģijas daudzuma par uzskatamu periodu. Zema UCL vērtība
liecina par pamatiekārtas drošu funkcionēšanu, profilaktiskus darbus savlaicīgas izpildīšanas,
ka arī par plānotu apturēšanu pagarināšanas retiem gadījumiem. [13]
3.6.3. Personāla radiācijas apstarojuma kopīga doze.
Personāla radiācijas apstarojuma radītāja zemais līmenis liecina par radiācijas
apstarojuma kontroles sistēmas efektivitāti un par atomelektrostacijas vadības uzmanību par
kolektīva apstarojuma novēršanas. Radītājs dots cilvēk-Zīvertos dažādu tipu reaktoriem. [13]
19901995
20002004
20052006
20072008
2009
AGR/GCR PWR
PHWR BWR
LWGR/RBMK 0
1
2
3
4
5
6
7
8cilvek-Ziverti
Attēls 3.14. Personāla radiācijas apstarojuma kopīga dozes izmaiņas tendence pasaulē. [13]
3.14. Tabula Personāla radiācijas apstarojuma kopīga dozes izmaiņas tendence pasaulē. [13]
Gadi AGR/GCR PWR PHWR BWR LWGR/RBMK 1990 0,57 1,74 1,13 2,76 4,59 1995 0,23 1,37 1,15 1,57 7,37 2000 0,1 0,85 1,15 1,26 5,35 2004 0,033 0,61 0,92 1,22 1,37 2005 0,046 0,65 1,52 1,36 0,86 2006 0,048 0,6 0,95 1,01 0,49 2007 0,0245 0,55 0,91 1,12 1,46 2008 0,0156 0,59 0,85 1,2 2,77 2009 0,021 0,55 0,7 1,04 3,95
48
No [3.14 Att.] ir redzams, ka reaktoru uzbūve stipri ietekme uz personāla apstarojuma
dozu. Var pamanīt, ka vienkontūru reaktoru tipi (BWR un LWGR/RBMK) apstaro personālu
vairāk, nekā jebkurš reaktoru tips ar divkontūru uzbūvi. Izskaidrojums ir sekojošs: jau pie
normālas reaktora darbības radioaktīvais siltumnesējs cirkulē pa visu ūdens un tvaika kontūru,
apstarot tehnoloģisko aprīkojumu un personālu. Var arī pieminēt, ka abi vienkontūru tipu
reaktori (BWR un LWGR/RBMK) tika smagi ievainoti (sagrauti) vissmagākajās, ar
radioaktivitātes noplūdi, kodolavārijās Černobiļā 1986. gadā un Fukušimā 2011. gadā. Ir
redzams arī, ka Personāla radiācijas apstarojuma kopīga doze tika strauji samazināta kopš
2000. gadā, izņemot LWGR/RBMK, kur pēc samazināšanas, atkal redzams personāla
radiācijas apstarojuma kopīgas dozes pieaugums. Sliktākajā momentā (2009.g. [3.14 Att.])
LWGR/RBMK apstaroja personālu 188 (!) reizes vairāk, nekā AGR/GCR reaktori, un 7,18
reizes vairāk, nekā PWR reaktori.
3.7. Kodoldegvielas izlietošanas dziļums .
Atšķirībā no parastajiem katlumājas katliem, kodolreaktorā neizdodas izmantot visu
kodoldegvielu. Tās izdegšanas un izveidojušos dalīšanās produktu dēļ pazeminās sistēmas
reaktivitāte. Kad tās rezerve ir izsmelta un neitronu pavairošanās koeficients kļuvis k < 1,
izbeidzas arī kodolreaktora darba cikls, un tas ir jāaptur, lai nomainītu kodoldegvielu.
Jānorāda, ka, ilgi darbinot reaktoru, izmainās arī atražotie dalāmie materiāli 239Pu un 233U, kas
pēc turpmākas apstarošanas ar neitroniem pārvēršas smagākos izotopos, kuru nuklonu skaits
ir pārskaitlis. Šiem izotopiem ir liels neitronu satveršanas šķērsgriezums, tie nedalās, bet
samazina aktīvās zonas reaktivitāti.
Kodoldegvielas nomaiņa parasti notiek vienu reizi gadā. To apvieno ar iekārtu
pārbaudi un remontu. Vienā nomaiņas reizē parasti pārkrauj trešdaļu no kopējā
kodoldegvielas daudzuma. Pārkraut kodoldegvielu katru gadu ir ekonomiski neizdevīgi, jo
process ilgst vairākas nedēļas un šajā laikā elektroenerģijas ražošana ir jāpārtrauc. Tāpēc
kodoldegvielas nomaiņas termiņu cenšas palielināt, piemēram, līdz 18 un 24 mēnešiem.
Visefektīvākais ir paņēmiens, ja kodoldegvielu pārkrauj, neapturot reaktoru. Šajā gadījumā,
izmantojot nelielu skaitu kompensācijas stieņu, samazina aktīvās zonas reaktivitātes
kompensācijas spēju. Nepārtraukta kodoldegvielas pārkraušana saistīta ar nopietnu
konstruktīvu šķēršļu pārvarēšanu, tāpēc tiek realizēta tikai dažu tipu reaktoros.
Kodoldegvielas kasešu izmantošanas ilgums nav atkarīgs tikai no tajās esošās kodoldegvielas
49
elementu daudzuma. Tas ir atkarīgs arī no to konstrukcijas un kodoldegvielas elementu
izturības. Šie elementi reaktora darbības procesā ir pakļauti ilgstošai gāzveida dalīšanās
produktu augsta spiediena iedarbībai (elementu apvalkā), korozijai (no siltumnesēja), augstai
temperatūrai un neitronu starojumam.
Kodoldegvielas izdegšanas dziļums ir atkarīgs no bagātināšanas pakāpes – jo lielāks
bagātināšanas procents, jo lielāks kurināmā izdegšanas dziļums. Piemēram, PWR tipa
rektoram, kas strādā ar urāna kodoldegvielu, bagātinātu ar 4,4% 235U, izdegšanas dziļums var
būt 40 000 MWd/t. Trešās paaudzes reaktoros tas sasniedz 70 000 MWd/t, ātro neitronu
reaktori var izlietot kodoldegvielu daudz dziļāk. 1985. gadā, Aidaho Nacionālas Laboratorijas
reaktors EBR – II sasniedza kodoldegvielas izdegšanas dziļumu 200 000 MWd/t.
Kodoldegvielu dziļākai izlietošanai ir sekojošas priekšrocības:
Kodoldegvielas pārkraušanas laika samazināšana;
Noteikta elektroenerģijas daudzuma ražošanai nepieciešamas kodoldegvielas
elementu skaita samazināšana. Attiecīgi, izlietotas kodoldegvielas elementu
skaita samazināšana;
Plutonija, ka kodolieroču komponenta, izplatīšanas riska samazināšana.
50
4. Priekšlikumi AES efektivitātes paaugstināšanai.
4.1. Renkina cikla uzlabošanas iespējas.
4.1.1. Tvaika sākuma spiediena paaugstināšana.
Attēls 4.1 Tvaika sākuma spiediena paaugstināšanas ilustrācija.
Tvaika sākuma spiediena paaugstināšana dod adiabātiskā krituma pieaugumu. Pie
nemainīgas tvaika sākuma temperatūras 1( )t un nemainīga attvaika spiediena 2( )p ,sākuma
spiediena 1( )p paaugstināšana nedaudz samazina tvaika entalpiju 1( )h , kā arī ievērojami
palielina attvaika mitrumu. Lai izvairītos no pārliecīga attvaika mitruma, pielieto augstāko
tvaika pārkarsējuma pakāpi un atkārtotu tvaika pārkarsēšanu, kas, savukārt paaugstina cikla
lietderības koeficentu.
4.1.2. Siltumnesēja temperatūras paaugstināšana pirms turbīnas.
Attēls 4.2 Tvaika sākuma temperatūras paaugstināšanas ilustrācija.
51
Sākotnējas temperatūras paaugstināšana palielina adiabātiskā siltuma kritumu ciklā un
samazina izejoša attvaika mitrumu. Sakarā ar to samazinājās zudumi turbīnā un uzlabojas
turbīnas lāpstiņu darbības apstākļi. Slāpes, kas saturas piesātinātā tvaikā izraisa paātrinātu
turbīnas lāpstiņu nodilumu. Lai nodrošināt paātrinātu turbīnas lāpstiņu nodilumu un pagarināt
turbīnas mūžu līdz, vismaz 10 gadiem, tvaika mitrumam jābūt mazāk par 14%.[17] Tvaika
temperatūru ierobežo konstruktīvo materiālu karstumizturība. Pašlaik specialiem tērauda
veidiem maksimāla darbības temperatūra ir līdz 0650 C . No [4.2 Att.] ir redzams, ka sākuma
temperatūras paaugstināšana dod mazu lietderības koeficienta pieaugumu: pie lielas
temperatūras palielināšanas tvaika cikla laukums grafikā palielinājās ļoti maz.
4.1.3. Tvaika izplešanās beigu spiediena pazemināšana. Tvaika izplešanās beigu spiediena pazemināšana ievērojami palielina cikla adiabātiskā
siltuma kritumu (h1 - h2), bet arī ievērojami palielina attvaika mitrumu izplēšanās beigās.
Tvaika izplešanās beigu mitruma samazināšanai izmanto tvaika atkārtotu pārkarsēšanu.
Attvaika spiediena pazemināšanai izmanto vakuumkondensatorus, kuros kondensācija notiek
pazeminātā spiedienā. No otras puses, spiediena pazemināšana no 0,0035 MPa uz 0,0045
MPa pazemina termisko lietderības koeficientu par, aptuveni, 1,5%, bet, vienlaikus samazina
tvaika īpatnējo apjomu 1,5 reizē. Īpatnēja apjoma palielināšana prasa turbīnas pēdējas
izplešanas pakāpju šķērsgriezuma paplašināšanu. Sakarā ar to, neskatoties uz zināmu
termiskas lietderības koeficienta pazemināšanu, tvaika gala spiediens pieņemts ne mazāk par
0,004 MPa, bet, jaudīgajam turbīnām, vislabākais spiediens ir 0,0045 MPa.[6]
Aplūkotie efektivitātes paaugstināšanas paņēmieni nedod iespēju paaugstināt cikla
lietderības koeficentu, jo liels siltuma daudzums (q2) tiek aizvadīts ar dzesēšanas ūdeni.
Tvaika enerģētiskās iekārtas cikla lietderības koeficentu var ievērojami paaugstināt ar citām
metodēm, pilnveidojot un papildinot Renkina pamatciklu (lietderīgi izmantojot latento tvaika
kondensācijas siltumu - q2 ). Tādi uzlaboti cikli ir cikls ar atkārtotu tvaika pārkarsēšanu,
reģeneratīvais cikls, koģenerācijas jeb termofikācijas cikls u.c.
4.1.4. Cikls ar atkārtotu tvaika pārkarsēšanu
Tvaika izplešanās beigu spiediena pazemināšana dažkārt palielina attvaika mitrumu
vairāk, nekā tas pieļaujams no tvaika izmantošanas viedokļa turbīnās. Lai saglabātu tvaika
52
mitrumu pieļaujamās robežās un paaugstinātu tvaika enerģētiskās iekārtas lietderības
koeficentu, lieto atkārtotu tvaika pārkarsēšanu.[4.4 Att.] Tiešam, ja pēc neliela spiediena
kritumā turbīnā, tvaika temperatūru palielināt līdz sākotnējai, tad pie Renkina cikla
pievienojas cikls, kuram ir Kārno cikla lietderības koeficients.[4.1 Att.]
Šim nolūkam tvaiku, izgājušu augstspiediena cilindru, novada atpakaļ katlā, kur
pārkarsētajā, kas novietots radiācijas - konvektīvā vai konvektīvā zonā, tā temperatūru
atjauno līdz sākotnējai vai nedaudz augstākai. Pašlaik AES tvaika pārkarsēšanu tieši reaktora
aktīvajā zonā (kodolpārkarsēšanu) izmanto reti, tāpēc, ka palielinot AES termisku lietderības
koeficientu, tvaika kodolpārkarsēšanas realizācija prasa augstāk bagātinātu kodoldegvielu un
dārgākus reaktora aktīvas zonas konstrukcijas materiālus.[6] Vienreizēja tvaika pārkarsēšana
palielina tvaika cikla lietderības koeficientu par 6 – 8 % .[16]
Attēls 4.3 Atkārtotu tvaika pārkarsēšanu ilustrācija.
Attēls 4.4 . Cikla ar atkārtotu tvaika pārkarsēšanu realizācija.
Apzīmējumi: B – barošanas sūknis, TĢ – tvaika ģenerators, P – tvaika pārkarsētājs, T – tvaika
turbīna, G – elektriskais ģenerators, K – kondensators
53
4.1.5. Reģeneratīvais cikls.
Reģeneratīvā cikla īpatnība ir tā, ka katla barošanas ūdens uzkarsēšanai izmanto
nozartvaiku, ko novada no turbīnas spiediena pakāpēm. Barošanas ūdeni ar tvaiku uzsilda
speciālos siltumapmaiņas aparātos – reģeneratīvajos ūdens sildītājos.
Attēls 4.5 . Reģeneratīvā cikla realizācija.
Apzīmējumi:
B1 un B2 – barošanas un kondensācijas sūkni, TĢ – tvaika ģenerators , P –
pārkarsētājs, T – tvaika turbīna, G – elektriskais ģenerators, K – kondensators, S –
reģeneratīvais siltumapmaiņas aparāts.
Barošanas ūdens uzsildīšanu ar nozartvaiku termoelektrostacijās parasti veic nevis
vienā, bet vairākos sildītājos, pakāpeniski palielinot ūdens temperatūru un ņemot nozartvaiku
no vairākām turbīnas spiediena pakāpēm.
Reģeneratīvā cikla lietderības koeficents ir ievērojami lielāks salīdzinājumā ar
Renkina pamatciklu un var sasniegt 41% – 42%. To panāk barošanas ūdens uzsildīšanai
izmantojot nozartvaika kondensācijas siltumu.
4.1.6. Siltumsūkņu pielietošana.
Siltumsūkņi var aplūkot, ka iekārtu, kas izpilda arēja siltuma reģeneratora funkciju,
atkarībā no reģenerācijas cikla, kur siltuma reģenerācija notiek, ka cikla sastāvdaļa.
Noteiktajos apstākļos siltumsūkņu tehnoloģijas izmantošana AES tvaika ciklā var paaugstināt
AES lietderības koeficientu un samazināt apkārtējas vides termisku piesārņojumu. Ka zema
termiska potenciāla avotu lietderīgi izmantot izejošs no galvenā kondensatora dzesēšanas
54
ūdens. Siltumsūkņu transformācijas koeficienta (2.6) palielināšana ļauj paaugstināt AES
lietderības koeficientu.
Attēls 4.6 . Siltumsūkņa pielietošanas shēma.
Apzīmējumi:
B1 un B2 – barošanas un kondensācijas sūkni, TĢ – tvaika ģenerators , P –
pārkarsētājs, T – tvaika turbīna, G – elektriskais ģenerators, K – kondensators, S –
siltumsūkņis, EE – elektroenerģijas pievads.
No 4.6. Att. var redzēt, ka siltumsūkņa pielietošanas gadījumā viss tvaika daudzums
izmantojas elektroenerģijas ražošanai, bet, savukārt siltumsūkņis patērē elektroenerģiju
darbam. Tieši tāpēc, lai lietderīgāk izmantot elektroenerģiju, ir svarīgi palielināt siltumsūkņa
transformācijas koeficientu.
4.2. Koģenerācijas cikla pielietošana.
Tvaika enerģētiskās iekārtas ekonomiskumu var būtiski paaugstināt, izmantojot
koģenerācijas (termofikācijas) ciklu. Šādu ciklu izmanto koģenerācijas elektrostacijas –
termoelektrocentrāles (TEC), kas ražo ne tikai elektrisko (mehānisko) enerģiju, bet arī apgādā
ar siltumu patērētājus. Saskaņā ar II termodinamikas likumu, pārvēršot siltumu darbā,
ievērojama pievadītā siltuma daļa q2 jānovada dzesētājā (kondensatorā). Siltums q2 sastāda
aptuveni 50% no kurināmā sadegšanas siltuma. Attvaika kondensācijas siltumu, kas sastāda
lielāko daļu tvaika entalpijas, nelietderīgi novada apkārtējā vidē. Tāpēc kondensācijas tipa
elektrostacijas (KES) strādā ar zemu lietderības koeficentu. Lai varētu izmantot attvaika
kondensācijas siltumu, jāpaaugstina no kondensatora novadītā dzesējošā ūdens temperatūra.
55
To panāk, paaugstinot no turbīnas izplūstošā attvaika parametrus (spiedienu), kas paaugstina
kondensācijas temperatūru un uzsilda dzesējošo ūdeni līdz 100-150°C. Tvaika izplēšanas
beigu spiediena paaugstināšana samazina mehāniskajā (respektīvi, elektriskajā) enerģijā
pārvērstā siltuma daudzumu. Tvaika kondensācijas siltumu q2 šajā gadījumā var izmantot
lietderīgi termofikācijas (centralizētās siltumapgādes) vajadzībām.
Koģenerācija ir siltumenerģijas un elektroenerģijas un/vai mehāniskās enerģijas
vienlaicīga ražošana vienā procesā. Ciklu, kurā realizē kombinētu mehāniskās (elektriskās)
enerģijas un siltuma enerģijas ražošanu, sauc par koģenerācijas vai termofikācijas ciklu.
Termofikācijas elektrostacijas, TEC – termoelektrocentrālēs, izmanto kondensācijas
turbīnas ar nozartvaika novadīšanu, kura daudzumu var regulēt atkarībā no siltuma
patēriņa, vai arī pretspiediena turbīnas. Nozartvaiku noņem no attiecīgām turbīnas spiediena
pakāpēm un izmanto termofikācijas tīklā cirkulējošā ūdens uzkarsēšanai. Pretspiediena
turbīnās attvaika kondensācija notiek paaugstinātā spiedienā un temperatūrā. Tas samazina
iegūtas mehāniskās enerģijas daudzumu, bet paaugstina dzesēšanas ūdens temperatūru. No
1000 MWe tvaika turbīnas var atvest ar karstu tvaiku apmēram 170 MWt lielu jaudu, kas ir
turbīnas jaudas niecīga daļa (šajā gadījumā elektriskas jaudas samazinājums ir, apmēram, 4%)
4.7. Tabula
Tvaika cikla parametru izmaiņas termofikācijas gadījumā.
Temperatūra [°C]
Spiediens [bar]
Entalpija [kJ/kg]
Tvaika patēriņš [kg/s]
Turbīnas ieeja 280 60 2,805 4,900 Nozartvaiks 150 2.5 2,720 80
Turbīnas izeja 40 0.08 2,580 4,900/4,820 Elektriska jauda, bez tvaika atzarojuma 1,010 MWe Elektriska jauda, ar tvaika atzarojumu 960 MWe (-4%)
Termofikācijas jauda 170 MWt
Termiska jauda 170 MWt ir pietīkami liela, lai nodrošināt 46575 dzīvokļu apkuri, ja
apkures sezona ilgums ir 3650 stundas un dzīvokļa vidējais siltuma enerģijas patēriņš ir 4700
kWh. Ja tvaika daļa atzarota no turbīnas uz termofikāciju, tas nozīme, ka AES ražo divus
produktus: siltumu un elektroenerģiju. Kopējais lietderības koeficients tādā gadījumā var
sasniegt 45%. [19].
56
4.3. Ūdeņraža ražošana.
AES siltuma enerģiju ir iespējams izmantot ūdeņraža ražošanai. Ūdeņraža ražošanas
efektivitāte stipri pieaug, ja ūdens elektrolīze veikt ūdens tvaika fāzē. Tādu procesu izdevīgi
veikt, ja kopa strādā AES ar PWR tipa reaktoriem un augsttemperatūras elektrolīzes rūpnīca
(ATER). Firmas AREWA [20] pētījumi liecina: gadījumā, ja elektrolīze notiek pie AES un
ATER darbības, elektrolīze iet automātiskā temperatūras uzturēšanas režīmā; tas nozīmē, ka
enerģijas daudzums elektrolīzes iekārtas ieejā pārsniedz elektroenerģijas daudzumu, kas ir
nepieciešams, lai sadalīt ūdens molekulu pie noteiktas procesa temperatūras. Citiem vārdiem:
izejošas gāzes temperatūra ir lielāk par ienākoša tvaika temperatūru.
022668
Cbar
0280641608 /
Cbar
kg s 1574 /kg s
38 /kg s
0152528 /
Cbar
kg s
Attēls 4.7. AES + ATER ūdeņraža procesa ilustrācija.
Siltums atzarojas no tvaika ģeneratora tvaika formā. Tvaika parametri ir sekojoši: 64
bar, 280oC. Tvaiks kondensējas siltummaiņa primārajā pusē pie 280 °C, siltummaiņa otra puse
strādā, ka tvaika ģenerators: ūdens iztvaikojas pie 152 °C. Tālāk tvaiks nonāk uz elektrolīzes
iekārtu un tur sadalās uz ūdeņradi un skābekli. Pēc tehnoloģijas īpašībām, AES un ATER
kopīgas darbības procesa elektroenerģijas patēriņš ir 3.2 kWh/Nm3 H2, kas ir mazāks par
tagad izplatītāka procesa (Alkaline Water Electrolysis (AWE)) patēriņu (4.7 kWh/Nm3 H2). Ir
redzams, ka elektroenerģijas ekonomija ir 1.5 kWh/Nm3H2 un sistēmas lietderības koeficients
ir 41,6%.[19]
Ūdeņradi iespējams ražot ne tikai no ūdens, bet ar daudziem citiem paņēmieniem.
Starp tiem ir divi procesi, kas prasa augstu temperatūru un ir piemēroti izmantošanai kopa ar
kodolreaktoriem.
57
Ūdeņraža ražošana no dabas gāzes, vai metāna ir pašlaik izplatītākais industriālais
process ūdeņraža iegūšanai. Šajā procesā ūdens tvaiks pie 700oC - 1000oC zem augsta
spiedienā samaisās ar metāna gāzi katalizatora klātbūtnē.
CH4 + H2O ⇄ CO + 3H2 (4.1)
Ūdeņraža ražošana no ogles, senākais industriālais process ūdeņraža iegūšanai. Šajā
ogles uzkarsē līdz 800oC - 1300oC bez gaisa klātbūtnes.
H2O + C → H2 + CO (4.2)
No gāzu maisījumiem ūdeņradi iegūst, atdzesējot tos līdz pietiekami zemai temperatūrai.
Pietiekami augstas temperatūras būs iespējams iegūt no nākošas (IV) paaudzes reaktoru sistēmām:
gāzes dzesēti ātro neitronu kodolreaktori GFR ar siltumnesēja temperatūru 850oC,
svina dzesēti ātro neitronu kodolreaktori LFR ar siltumnesēja temperatūru 800oC,
sāļu kausējuma kodolreaktori MSR ar siltumnesēja temperatūru 700oC,
augsttemperatūras kodolreaktori VHTR ar siltumnesēja temperatūru līdz 1000oC.
4.4. IV paaudzes tehnoloģijas.
Kodolreaktoru IV paaudze apvieno jaunākās, praksē vēl nepārbaudītas tehnoloģijas.
To praktiskā izmantošana tiek plānota pēc 2025. gada, bet intensīva attīstība, sākot ar 2040.
gadu, kad būs beidzies III paaudzes kodolreaktoru tehniskais darbmūžs. GIF dalībnieki ir
vienojušies no visām pašreiz zināmajām progresīvajām kodoltehnoloģijām noteikt
perspektīvākās, kuru izstrādi paātrināti varētu veikt kopīgos starptautiskos projektos. Tie ir
šādi atšķirīgu tehnoloģiju kodolreaktori:
gāzes dzesēti ātro neitronu kodolreaktori GFR (gas-cooled fast reactor);
svina dzesēti ātro neitronu kodolreaktori LFR (lead-cooled fast reactor);
sāļu kausējuma kodolreaktori MSR (molten salt reactor);
nātrija dzesēti ātro neitronu kodolreaktori SFR (sodium-cooled fast reactor);
virskritisku parametru ūdens dzesēti kodolreaktori SCWR (supercritical-water-cooled
reactor);
augsttemperatūras kodolreaktori VHTR (very-high-temperature reactor).
58
Jauno kodolreaktoru izstrādē galvenā uzmanība tiks pievērsta kodoldrošībai,
ekonomiskumam, enerģijas ražošanas efektivitātei, kodoldegvielas un konstrukcijas materiālu
izvēlei, kodoldegvielas ciklam, kodolmateriālu neizplatīšanas drošībai un fiziskai aizsardzībai.
Pieredze darbā ar III paaudzi ļauj IV paaudzes reaktoros izmantot standartizētus moduļus un
tādējādi ievērojami samazināt izmaksas. Īpašas prasības izvirzītas kodolreaktoru aktīvās zonas
izveidei, lai nodrošinātu pilnīgāku kodoldegvielas izmantošanu un minimālu augstas
aktivitātes kodolatkritumu veidošanos, kā arī iespēju izmantot torija kodoldegvielu. Liela
uzmanība tiks pievērsta kodoldrošības paaugstināšanai, nevadāmas ķēdes reakcijas rašanās
iespēju izslēgšanai, kā arī tiks izmantoti jauni materiāli, kas novērsīs aktīvās zonas izkušanu
un radioaktīvo vielu izplatīšanos apkārējā vidē. IV paaudzes kodolreaktoriem ir izvirzīts
mērķis ražot ne tikai elektroenerģiju, bet arī augstas temperatūras tehnoloģisko siltumu un
ūdeņradi. Vienlaikus ar IV paaudzes kodolreaktoru izstrādi tiks veikti arī efektīvi
kodoldegvielas slēgtā cikla un kodolmateriālu izmantošanas uzlabojumi, kā arī augstas
aktivitātes dalīšanās produktu samazināšana. Galvenā uzmanība tiks veltīta aktinoīdu –
transurāna elementu – pārvēršanai citos elementos, lai samazinātu atkritumu radioaktivitātes
līmeni. To var panākt, izmantojot ātro neitronu tehnoloģijas.
Gāzes dzesēti ātro neitronu kodolreaktori GFR
Šo reaktoru energobloka plānotā elektriskā jauda ir 1200 MWe, un par siltumnesēju tiks
izmantots hēlijs. Reaktors strādā ar ātra spektra neitroniem ( konstrukcija nesatur neitronu
palēninātāja), kas ļauj pilnīgāk izmantot kodoldegvielas resursus. Tajos paredzēts izmantot
Braitona termodinamisko ciklu ar gāzes (hēlijs) turbīnu, kas nodrošina augstu efektivitāti.
Kodoldegviela atšķirsies no līdz šim izmantotās, jo tā būs kompozītas keramiskas granulas vai
keramiski elementi ar aktinoīdu piejaukumu. Ātro neitronu spektrs ļaus samazināt lēni
sabrūkošo radioaktīvo aktinoīdu daudzumu kodoldegvielā, līdz ar to arī izlietotās
kodoldegvielas apglabāšanas problēmas. GFR kompleksā būs iekļauta arī kodoldegvielas
pārstrādes rūpnīca. GFR kodolreaktoru siltumnesēja augstā temperatūra (850 °C) ļaus ražot
gan elektroenerģiju, gan ūdeņradi, gan arī tehnoloģisko siltumu. Jau tagad ir pabeigti GFR
kodoldegvielas izturības un tehnoloģiskā cikla pētījumi un uzsākta tā prototipa projektēšana.
Tas ļaus arī novērtēt gāzes ātro neitronu kodolreaktoru praktiskās izmantošanas iespējas.
Enerģētiska GFR reaktora jauda plānota 2400 MWt/1100 MWe.
Svina dzesēti ātro neitronu kodolreaktori LFR
Šā tipa reaktora tehnoloģijā paredzēts izmantot divu kontūru sistēmu, pirmajā kā
siltumnesēju izmantojot izkusušu svinu. Reaktors strādā ar ātra spektra neitroniem
(konstrukcija nesatur neitronu palēninātāja), kas ļauj pilnīgāk izmantot kodoldegvielas
59
resursus. Reaktors spējīgs arī strādāt, ka radioaktīvo atkritumu (izlietotas kodoldegvielas)
izdedzinātājs – pavairotājs, jeb brideris ar torija matricām. Ķīmiski neitrāla, tīra svina
izmantošanas priekšrocība, salīdzinot ar nātriju, ir vienkāršota konstrukcija un paaugstināta
drošība. Reaktors ir paredzēts kodoldegvielas atražonai ar retu tās pārkraušanu – vienu reizi
15–20 gados. Turpmākajos pētījumos ir jānoskaidro, vai praktiski ir iespējams svina dzesētu
kodolreaktoru jaudu palielināt virs 1000 MWe, ņemot vērā masas un korozijas problēmas.
Uzskata, ka svina un nātrija reaktoru apkalpošanas problēmas ir līdzvērtīgas. Siltuma
enerģijas pārveidošana paredzēta ar virskritiskas ogļskābekļa gāzes turbīnas, kas strādā pēc
Braitona cikla. Reaktora lietderības koeficients plānots 44% līmenī.
Sāļu kausējuma kodolreaktori MSR
Šajos reaktoros kā siltumnesēju izmanto nātrija, cirkonija un urāna fluorīda
kausējumu, kas satur urānu un vienlaikus kalpo kā siltumnesējs un šķidrā kodoldegviela.
Pateicoties tam, pirmajā kontūrā iespējams uzturēt zemu spiedienu. Salīdzinoši ar cietas
kodoldegvielas reaktoriem, MSR reaktoriem nedraud kodoldegvielas sakausēšana,
kodoldegvielu nav rūpnīcā jāpako kodoldegvielas elementos, neeksistē izlietotas
kodoldegvielas elementu uzglābšanas problēmas. Ar minētiem un citiem raksturojumiem
MSR ir unikāla iekārta kodoldegvielas resursu krājumu taupīgai izmantošanai un izlietotas
kodoldegvielas iznicināšanai. Reaktora uzbūvei piemīt ļoti auksts kodoldrošības līmenis,
sakarā ar lieliem negatīviem temperatūras koeficientiem. MSR izmanto trīs kontūru sistēmu,
pie kam trešajā kontūrā siltumnesējs ir hēlijs. Tas savukārt ļauj izmantot Braitona
termodinamisko ciklu un sasniegt augstu termodinamisko efektivitāti. MSR tipa reaktori ar
siltumnesēja temperatūru 700oC var ražot ne tikai elektroenerģiju, bet arī ūdeņradi; var but
izmantotas naftas pārstrādē. Līdz 2018. gadam plāno izstrādāt šāda reaktora projekta
nosacījumus.
Dotas koncepcijas alternatīvais ceļš ir Uzlabotais Augstas Temperatūras Reaktors
(advanced high-temperature reactor – AHTR), kas, kā siltumnesēju izmanto nātrija, cirkonija
un urāna fluorīda kausējumu un, kā kodoldegvielu izmanto iekapsulētu kodoldegvielu no
VHTR tehnoloģijas. Aktīva zona izveidota no grafīta blokiem. Pateicoties lieliskām sāļu
kausējuma īpašībām siltuma transportēšanā, AHTR jauda var sasniegt 4000MWt. Reaktoram
paredzēta pasīva drošības sistēma.
Nātrija dzesēti ātro neitronu kodolreaktori SFR
Cenšoties panākt kodoldegvielas atražošanu, pirmie nātrija dzesēti kodolreaktori tika
izstrādāti jau pagājušā gadsimta piecdesmitajos gados. Jaunākajās konstrukcijās visas
radioaktīvās sastāvdaļas ir ievietotas vienotā lielā baseinā, kas piepildīts ar izkausētu nātriju,
60
tāpēc nav vajadzības uzturēt tajā spiedienu. Drošības labad ir izveidota triju kontūru sistēma:
pirmais – radioaktīvā nātrija kontūrs noslēdzas baseinā, otrais – nātrija, kas vairs nav
radioaktīvs, kontūrs izvada iegūto siltumu no katla un nogādā to trešajā kontūrā, kurā cirkulē
ūdens. Reaktora izejoša temperatūra sasniedz 5000C - 5500C, kas ļauj izmantot materiālus, kas
tika pārbaudīti iepriekšējās ātro neitronu reaktoru programmās. Ar nātrija dzesētu ātro
neitronu kodolreaktoru izstrādi nodarbojas Japāna (JSFR – Japan sodium-cooled fast
reactor), Krievija (strādājošs BN-600 reaktors un BN-800 reaktora projekts), Ķīna (CEFR –
China eksperimental fast reactor), ASV (uzlabots kodoldegvielas atražošanas reaktora
projekts) un Francija (SFR – nātrija ātro neitronu reaktors). No kodoldegvielas atražošanas
reaktoriem nātrija dzesēti ātro neitronu kodolreaktori ir visperspektīvākie, pateicoties
izstrādes starptautiskajai koordinācijai un dažu komerciāla rakstura reaktoru radīšanai (Phenix
– Francijā, PFR – Anglijā un MONJU – Japānā). Tehnoloģiski ir apgūta reaktora vispārējā
uzbūve, kodoldegvielas izvēle, risinātas drošības un pārkraušanas problēmas. Turpinās
izstrādes drošības palielināšanā. Izmaksu samazināšanā īpaša uzmanība tiks veltīta paliekošās
siltumenerģijas novadīšanai reaktora avārijas gadījumā. Dotas koncepcijas kodolreaktora
jauda var svārstīsies no 50–300 MWe moduļa tipa reaktoriem līdz 1500 MWe lieliem AES
reaktoriem. Izstrādes mērķis ir demonstrēt šādu reaktoru iespējas un sagatavot IV paaudzes
komerciāla reaktora projektu.
Virskritisku parametru ūdens dzesēti kodolreaktori SCWR
SCWR reaktoru termodinamiska cikla efektivitāte ir par trešdaļu lielāka nekā esošiem
ūdens reaktoriem. Pārsniedzot kritiskos parametrus (374 °C, 22,1 MPa), ūdens nonāk
virskritiskā stāvoklī – un tam vienlaikus piemīt šķidruma un tvaika īpašības. SCWR reaktora
izejā ūdens parametri ir 625 °C, 25 MPa. No reaktora ūdens, nemainot agregātstāvokli (kas ir
priekšrocība), tiek ievadīts tieši turbīnā. Sakarā ar virskritiskas ūdens mazu blīvumu, aktīvajā
zonā jāievieto papildus palēninātāju elementus. Reaktora konstrukcijā tiek izmantotas visas
vāroša ūdens reaktora BWR priekšrocības. Ir paredzēts to konstrukcijā izmantot arī Kanādas
CANDU reaktoru tehnoloģijas sasniegumus. SCWR reaktora uzbūvei ir divi varianti: korpusa
reaktors un kanāla reaktors. SCWR reaktoriem nepieciešami turpmāki pētījumi
kodoldegvielas izvēles jomā un siltuma hidraulisko problēmu risināšanā. Prognozējamais
lietderības koeficients ir 50%.
Augsttemperatūras kodolreaktori VHTR
VHTR siltuma neitronu kodolreaktoros kā palēninātāju izmanto grafītu, bet
siltumnesēju – hēliju. Tajos daļēji tiks lietota arī gāzes ātro neitronu kodolreaktoru GFR
tehnoloģija. Kā pirmo lielāko projektu plāno VHTR reaktoru ar siltumjaudu 600 MWt
61
ūdeņraža ražošanai. Avārijas gadījumā, ja ir pārtraukta elektroapgāde, aktīvo zonu paredz
dzesēt ar dabisko gaisa konvekciju, nepieļaujot kodoldegvielas kušanu. Dienvidāfrikā
starptautiska projekta ietvaros plāno līdz 2012. gadam uzbūvēt nelielu PBMR reaktoru
(pebble bed modular reactor), lai, balstoties uz iegūto pieredzi, varētu radīt moduļa AES
bloku ar jaudu 375 MWe. Avārijas gadījumā šāds reaktors nepiesārņotu apkārtējo vidi ar
radioaktīvām vielām. Prognozējamais lietderības koeficients ir 50%.
4.5. AES elektrisko shēmu uzlabošana.
AES normāla darbība, palaišana un apstādināšana tiek nodrošināti ar vairākām
sistēmām un iekārtam. Kodolreaktoram darbības laikā un pēc kodolreakcijas apturēšanai ir
nepieciešama nepārtraukta dzesēšana, jo, pēc kodolu dalīšanas reakcijas apturēšanas, siltuma
izdalīšana nepārtraucas momentāni. Palikuša siltuma atdeve turpinās, ar vien mazāku
intensitāti, vel dažus mēnešus. Marta notikumi Japānā parādīja, ka AES pamatiekārtu pareiza
un nepārtraukta darbība nepieciešama, lai AES paliek droša.
Pēc spēcīgas zemestrīces AES palika bez elektroenerģijas pārvadlīniju atslēgšanas dēļ,
kodolreaktori tika apturēti un, pēc avārijas dizeļģeneratoru palaišanas tika turpināta reaktoru
dzesēšana. Pēc neilga laika avārijas dizeļģeneratori tika appludināti, siltumnesēja cirkulācijas
sūkņi (CS), kad pēc dažam stundām izlādējas akumulatoru baterijas, atslēdzas. Reaktori
palika bez dzesēšanas un, ka ir zināms, neizdevās noturēt reaktoru korpusu temperatūru
pieļaujamā diapazonā.
Tas notikums rāda, cik ir svarīgs nepārtraukta elektroenerģijas piegāde pie AES
kodolreaktoru dzesēšanas sistēmas, vadības un kontroles sistēmas.
Atkarībā no izvirzītam prasībām, AES iekārtas sadalītas uz trim grupām:
1. Patērētāji, kas prasa elektroapgādes paaugstinātu drošumu un nepieļauj
elektroenerģijas pārtraukumu pat par sekundes daļu visos apstākļos. Pirmās grupas
patērētājus obligāti jāapgādā ar elektroenerģiju pēc reaktora avārijas aizsardzības
nostrādāšanas. Pie prīmas grupas patērētājiem attiecas: kontroles un mērījumu
ierīces, reaktora un tas apakšsistēmu tehnoloģiskas kontroles ierīces, dozimetriskas
sistēmas, ātrdarbīgu vārstu piedziņas, cauruļvadu ierīces, avārijas apgaismojuma
daļa, turboagregāta eļļas un tas vārpsta blīvslēga sūkņi, galvenie cirkulācijas sūkņi ar
mazu inerci, vadības un aizsardzības sistēmas (VAS) noturošie vadības stieņus
noteiktajā stāvoklī piedziņu elektromagnēti, kas prasa nepārtrauktu elektroenerģijas
62
piegādi 2 sekundes laikā reaktora avārijas sistēmas nostrādāšanas novēršanai un kas
neprasa elektroenerģijas piegādi pēc avārijas sistēmas nostrādāšanas.
2. Patērētāji, kas prasa elektroapgādes paaugstinātu drošumu un pieļauj elektroenerģijas
pārtraukumu par laiku, kas ir atkarīgs no dzesēšanas nosacījumiem reaktora avārijas
režīmā. Otras grupas patērētājus obligāti jāapgādā ar elektroenerģiju pēc reaktora
avārijas aizsardzības nostrādāšanas. Pie prīmas grupas patērētājiem attiecas: reaktoru
avārijas dzesēšanas sistēmas, avārijas lokalizācijas sistēmas, ātro neitronu reaktoru
pirmā un otra nātrija kontūru galvenie cirkulācijas sūkņi.
3. Patērētāji, kas neprasa elektroapgādes paaugstinātu drošumu.[25]
Par avārijas enerģijas līdzekļiem uzskatami:
Automatizētie dīzeļģeneratori. Dīzeļģeneratora palaišana un sprieguma parametru
stabilizēšana prasa apmēram 10 sekundes. Sakarā ar to pirmās grupas patērētājus barot
no dizeļģeneratora, bez papildus ierīcēm, nav iespējams; avārijas elektroapgādes
sistēmu jāpapildina ar statiskiem UPS iekārtam. Automatizētu dīzeļģeneratoru jauda
pašlaik sasniedz 2,2 MVA [23] un ir iespēja palielināt jaudu, sinhronizējot vairākus
vienādas jaudas dīzeļģeneratorus. Modernākas automatizētu dīzeļģeneratoru iekārtas
aprīkotas ar ļoti ātrdarbīgam sprieguma un frekvences stabilizācijas sistēmām.
Nepārtrauktas darbības ilgums ierobežots tikai ar dīzeļdegvielas krājumiem.
Gāzes turbīnas iekārtas. Gāzes turbīnas iekārta var integrēta elektroenerģijas cikla;
turbīna var but noslogota uz attiecīgi nelielas jaudas ģeneratoru, bet liekais siltums var
izmantot, tvaika pārkarsēšanai Renkina ciklā. Gāzes turbīnas jauda sasniedz dažus
MVA, bet ir zināmas grūtības ar frekvences stabilizāciju, ja gāzes turbīnas iekārta
strādā uz izolētu slodzi. Nepārtrauktas darbības ilgums teorētiski nav ierobežots, bet
lielas dabas katastrofas gadījumā gāzes piegāde, ar augstu varbūtību, būs pārtraukta.
Akumulatoru baterijas ar statiskiem pārveidotājiem (statiskie, jeb pusvadītāju UPS
sistēmas ). Statisku UPS trūkums ir neliels autonomas darbības laiks. Autonomijas
laiku var pagarināt, palielinot akumulatoru bateriju skaitu, bet tas palielina sistēmas
elementu skaitu un pazemina sistēmas drošumu. Priekšrocība ir faktiski nepārtraukta
elektroenerģijas piegāde.[24]
Elektromašīnu, jeb dinamiskas UPS sistēmas. Sistēma, kas apvieno automatizētu
dizeļģeneratoru un statisku UPS priekšrocības. Dinamiskais UPS sastāv no dīzeļu
dzinēja, sinhrona ģeneratora un elektromagnētiska enerģijas krājēja. Pie normālas
darbības sinhronais ģenerators ieslēgts dzinēja režīmā un griežas ar sinhronu ātrumu
63
(parasti 1500 min-1), dzinējs nav palaists, elektromagnētiskais enerģijas krājējs griežas
ar frekvenci 4500 min-1. Momentā, kad tīkla spriegums pazūd, dzinējs palaižas,
elektromagnētiskais enerģijas krājējs atbalsta griešanas ātrumu, kamēr slodzi
neuzņems dīzeļu dzinējs. Sistēmai, tapāt, ka statiskiem UPS sistēmām, nav
elektroenerģijas piegādes pārtraukuma, jauda , ka automatizētiem dīzeļģeneratoriem ir
2,2 MVA un ir iespēja palielināt jaudu, izmantojot dažādus saslēgumu variantus.
Nepārtrauktas darbības ilgums ierobežots tikai ar dīzeļdegvielas krājumiem.[22]
Modernas tehnoloģijas reaktoriem, ka obligāta prasība, paredzētas pasīvas avārijas
dzesēšanas sistēmas. Dažādu reaktoru tehnoloģijas pasīvas avārijas dzesēšanas sistēmas
apvieno viens princips: sistēmas funkcionēšanai nav nepieciešams elektriskas enerģijas
pievads. Uzreiz pēc apturēšanas kodolreaktoru dzesē ar aukstu ūdeni, izmantojot gravitāciju.
Ūdens tvertnes novietoti virs reaktora. Pēc aukstas ūdens izlietošanas, dzesēšana notiek ar
siltumnesēja naturālu cirkulāciju. Naturāla siltumnesēja cirkulācija notiek ar gravitācijas
palīdzību, neizmantojot cirkulācijas sūkņus.
Iedarbināta sistēma turpina strādāt automātiski, nepārtraukti, bez personāla vadības un
bez elektriskas enerģijas padeves. Pasīva dzesēšanas sistēma automātiski regulē dzesēšanas
intensitāti, ciktāl, siltumnesēja cirkulācijas intensitāte proporcionāla dzesēšanas objekta
temperatūrai.
4.6. Kodoldegvielas slēgta cikla izmantošana.
Visas kodolenerģētiska kompleksa funkcionēšanas stadijas, tādās, ka kodolreaktoru
kodoldegvielas ražošana, kodoldegvielas sagatavošana lietošanai, kodoldegvielas izmantošana
reaktorā, izlietotas kodoldegvielas utilizācija, u.t.t. kopa izveido, tā saucamo, kodoldegvielas
ciklu. Kodolu kurināmas cikls ir ceļš, pa kuru kodoldegviela nonāk uz reaktoru un pa kuru
atstāj reaktoru.
Atkarīgi no pamatīga dalāma nuklida (vai nuklidiem), kodolenerģetika izmanto
dažādus kodoldegvielas ciklus. Eksistē urāna, torija – urāna, urāna – plutonija un torija –
plutonija cikli. Pašlaik visvairāk izplatīts urāna cikls, kas precīzāk var nosaukt par urāna –
plutonija – neptūnija kodoldegvielas ciklu, ciktāl tieši šie elementi rodas reaktoros, kas strādā
uz urāna kodoldegvielas.
Kodoldegvielas cikls var būt atvērtais, virzītais uz izlietotas kodoldegvielas un
radioaktīvu atkritumu apglabāšanu, un slēgtais, virzītais uz diezgan pilnu izlietotas degvielas
64
un citu radioaktīvu atkritumu pārstrādāšanu ar vērtīgu elementu atdalīšanas mērķi. Atvērta un
slēgta kodoldegvielas cikla sākumstadijas neatšķiras, atšķirības sākas gala stadijā.
Kodoldegvielas cikla gala stadija – darbība, kas apvieno izlietotas kodoldegvielas
glabāšanu, transportēšanu, pārstrādāšanu un radioaktīvu atkritumu apglabāšanu.
Kodoldegvielas cikla gaitā notiek kodolu materiāla dažādu veidu ķīmisku
savienojumu transformēšana.
Kodoldegvielas slēgta ciklā izlietota kodoldegviela pārstrādājas urāna un plutonija
izvilkšanas un tālākas izmantošanas dēļ.
Kodoldegvielas slēgta cikla stadijas:
Izlietotas kodoldegvielas izturēšana AES teritorijā specialajā baseinā 3 – 10 gadu laikā.
Izlietotas kodoldegvielas pagaidu kontrolēta glabāšana radioķīmiskās rūpnīcas teritorijā
(līdz 40 gadiem).
Izlietotas kodoldegvielas pārstrāde. Lietderīgu materiālu izvilkšana, radioaktīvu atkritumu
cietināšana un ilgtermiņa apglabāšana (apbedīšana).[29]
Izlietotas kodoldegvielas pārstrāde ir diezgan ekonomiski vērtīgs process, ciktāl tas atjauno
neizmantotu urānu un ievilka enerģētikā plutoniju. Vienlaicīgi augsti radioaktīvu atkritumu
apjoms samazinājās. Izlietota kodoldegviela satur apmēram 1% plutoniju, kas ir ļoti
augstvērtīga kodoldegviela, kas neprasa bagātināšanu.
Kodoldegvielas slēgtais ciklu var realizēt:
Ar siltuma neitronu reaktoriem un radioķīmiskam rūpnīcām, vairākas reizes pārstrādājot
izlietotu degvielu. Procesa trūkums ir kodoldegvielas pakāpeniska, no cikla uz ciklu,
bagātināšana (saindēšana) ar transurāna elementiem. Pārāk liela transurāna elementu daļa
pasliktina kodoldegvielas raksturlielumus.
Ar siltuma neitronu reaktoriem un ātro neitronu reaktoriem. Siltuma neitronu reaktoros
izlietota kodoldegviela nonāk uz ātru neitronu reaktoriem, kur no tas tiks „izdedzināti”
transurāna elementi.
Tikai ar ātro neitronu reaktoriem. [28]
No kodoldegvielas viedokļa ciklam ar siltuma neitronu reaktoriem un ātro neitronu
reaktoriem ir priekšrocības: kodoldegvielas pārstrādes ciklu skaits teorētiski nav ierobežots.
Kodoldegvielas atslēgta ciklā izlietota kodoldegviela netiks pārstrādāta un uzreiz tiek
apglabāta pazemes apglabāšanas kompleksos. ASV izlietota kodoldegviela atslēgta ciklā
nonāk uz radioķīmisku rūpnīcu stiklveida formā transformēšanai un tikai pēc tam uz
apglabāšanu. No vienas puses, izlietota kodoldegviela stiklveida formā labāk izolēta no
65
apkārtējas vides. No otras puses, izlietota kodoldegviela stiklveida formā galīgi izslēgta no
kodoldegvielas cikla un nevar but izmantota pat lielas nepieciešamības gadījumā.
Kodoldegvielas atvērta cikla efektivitāte ir mazāk par 1%.
Attēls 4.8. Urāna kodoldegvielas bilance.
Kodolmateriāla atdalīšana no izmantotās degvielas pagaidām ir ievērojami dārgāka
nekā tā iegūšana no urāna rūdas, tāpēc izmantoto kodoldegvielu novieto pagaidu glabātavās
un pēc tam apglabā. Iespējams, ka, mainoties izmaksu attiecībai, plutonija atdalīšana
enerģētikas vajadzībām kļūs izdevīga.
Katrs kodolvalsts apsvēra un salīdzināja kodoldegvielas ciklus trūkumus un izvēlējas
savu kodoldegvielas cikla piemērotāku variantu ( pārstrāde, apglabāšana, vai „atlikta
nolemšana” (ilgtermiņa izlietotas kodoldegvielu elementu glabāšana)). Pašlaik no 34
kodolvalstīm tikai 5 valstis (Indija, Japāna, Lielbritānija, Krievija un Francija) pārstrādā
izlietotu kodoldegvielu savas radioķīmiskās rūpnīcās. Kodolvalstu lielāka daļa, tai skaitā
Kanāda, Somija, Vācija, Nīderlande, Zviedrija, Šveice, Spānija, ASV un Ķīna vai apglāba
savu izlietotu kodoldegvielu, vai nodod pārstrādāšanai citiem valstīm. ASV, Somija un
Zviedrija izmanto atslēgtu kodoldegvielas ciklu. Krievijas teritorijā eksistē tikai viena
radioķīmiska rūpnīca RT – 1 un Krievijas kodolenerģetika pašlaik strādā pēc atslēgta
kodoldegvielas cikla, ciktāl pašlaik dabiska urāna cena ir neliela. Ir plānots slēgt
kodoldegvielas ciklu, izmantojot perspektīvu BN – 800 kodolreaktoru sistēmu un jaunu
radioķīmisku rūpnīcu RT – 2. Kodolreaktora BN – 800 un radioķīmiskās rūpnīcas RT – 2
celšana jau ir uzsākta.[29]
AES izmantotā kodoldegviela ir elektroenerģijas ražošanas atkritumi un tāpat kā citu
elektrostaciju izdedži ir jāapglabā. Atšķirībā no izdedžiem izmantotā kodoldegviela ir bīstama
cilvēkiem augstās radioaktivitātes dēļ.
66
5. Secinājumi
1. Kodola dalīšanās enerģijas pārveidošana elektriskajā un siltuma enerģijā notiek atbilstoši
termodinamikas likumiem. Pašreiz pamatā izmanto Renkina ciklu.
2. Salīdzinot pirmās paaudzes un modernas III+ paaudzes atomelektrostacijas, to termiskais
lietderības koeficients pieauga no 18% līdz 37%.
3. AES termiskais lietderības koeficienta vērtība ir zemāka, salīdzinot ar
termoelektrostacijām (40% - 58%). Tas ir saistīts ar to, ka AES izmantots Renkina cikls
bez pārkarsēšanas un zemāki tvaika parametri.
4. Liels elektroenerģijas pašpatēriņš būtiski pazemina AES efektivitāti, ka AGR reaktoru
gadījumā. Tādēļ lielas pūles jāliek elektroenerģijas pašpatēriņa samazināšanā.
5. Lielāka daļa no tagad funkcionējošam AES izmanto novecojušas tehnoloģijas, kas tika
radītas pirms 50 – 60 gadiem.
6. Pašlaik strādājošiem AES termisku lietderības koeficientu ir iespējams palielināt,
nepazeminot kodoldrošību, taču tas varētu būt saistīts ar milzīgiem kapitālieguldījumiem
un var būt ekonomiski
7. Pastāv iespēja palielināt AES efektivitāti, izmantojot koģenerāciju. Latento siltumu ir
iespējams izmantot ēku apkurei un ūdeņraža ražošanai.
8. AES darbības efektivitāte ir ļoti atkarīga no kodolreaktoru dīkstāves un no reaktoru jaudu
pazemināšanas. To raksturo jaudas izmantošanas koeficients (LF). LF vērtība atšķiras gan
starp kodoltehnoloģijām, gan starp valstīm, un ir diapazonā no 49% līdz 92%. Gadu laikā
darbības efektivitāte uzlabojās.
9. AES darbības efektivitāti ir iespējams paaugstināt, pilnīgāk izmantojot kodolreaktoru
uzstādītas jaudas. Dažkārt to var panākt, ar minimāliem ieguldījumiem, tikai ar iekārtu
apkopju un remontu optimizēšanu. Citos gadījumos ir nepieciešams samazināt
elektroenerģijas pašpatēriņa daļu, vai tieši samazinot elektroenerģijas pašpatēriņu, vai
palielinot reaktora uzstādītu jaudu.
10. Šobrīd izstrādes procesā atrodas vairākas nākošas, ceturtās, paaudzes kodoltehnoloģijas.
Ceturtās paaudzes kodoltehnoloģiju realizācija dod iespēju vienlaikus palielināt AES
darbības efektivitāti un lietderības koeficientu (līdz 50%), samazināt kapitālieguldījumus
un paaugstināt kodoldrošību.
67
11. Slēgtā kodoldegvielas cikla (kodoldegvielas atražošana un pārstrāde) izmantošana spēj
krietni pagarināt esošo kodoldegvielas energoresursu izmantošanu. Piemēram, torija
krājumi ir daudz lielāki salīdzinot ar urāna krājumiem.
12. Slēgta kodoldegvielas cikla izmantošana samazina augsti radioaktīvu atkritumu apjomu.
68
6. Literatūras saraksts
1. Владимиров В. И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их
эксплуатации. Москва, Книжный дом “Либроком”, 2009. -480с.
2. Kaplan, Irving, Nuclear Physics, 2nd Edition, Addison-Wesley Company, 1962.
3. Valdis Gavars, Atomelektrostacijas: uzbūve un attīstības tendences. Rīga Zinātne, 2008.
-206 lpp.
4. DOE Fundamentals Handbook: Nuclear Physics and Reactor Theory. U.S.
Department of Energy. FSC-6910. Washington, D.C. 20585
5. В.А. Кириллин, В.В. Сычев, А.Е. Шейндлин. Техническая термодинамика: Учебник
для ВУЗов.-М.: Энергоатомиздат, 1983. 416с.,
6. Маргулова Т. Х. "Атомные электрические станции".
http://nuclear-power.ru/B9744Part1-4.html
7. AN ASSESSMENT OF THE BRAYTON CYCLE FOR HIGH PERFORMANCE
POWER PLANTS R. Schleicher, A. R. Raffray, C. P. Wong
http://aries.ucsd.edu/LIB/REPORT/CONF/ANS00/schleicher.pdf
8. Status of advanced light water reactor designs. IAEA, VIENNA, 2004.
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1391cd_web/start.pdf
9. Innovative small and medium sized reactors: Design features, safety approaches and R&D
trends IAEA, VIENNA, 2005.
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1451_web.pdf
10. Nuclear Energy Institute
http://www.nei.org/resourcesandstats/graphicsandcharts/plantinformation/
11. International Atomic Energy Agency, Power Reactor Information System.
http://www.iaea.org/programmes/a2/
12. Annex 1 to the National Report of the Czech Republic Ref. No. 9347/3.2/2004
www.sujb.cz/docs/CZ_NR_Annex1.pdf
13. World Association of Nuclear Operators London. Office Cavendish Court11-15. Wigmore
Street London, W1U 1PF. UNITED KINGDOM. http://www.wano.info
14. Armēnijas AES oficiāla mājas lapa. http://www.anpp.am/en3_1.htm
69
15. Koncerna „Rosatom” oficiāla mājas lapa.
http://www.rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite/aboutcorporation/activity/e
nergy_complex/electricitygeneration/65c09a80422d75b0ae08ae3c9ce3f2ed
16. Krievijas Atomenerģētikas Ministrijas mājas lapa.
http://minatom.ru/mass_media/5.2002/688/
17. А.С. Матвеев. Тепловые и атомные электрические станции. – Томск: Изд – во ТПУ,
2009. – 190 с.
18. Софийский И.Ю., Мирошниченко С.Т. Возможность использования теплонасосных
технологий на АЭC. Севастопольский национальный университет ядерной энергии
и промышленности.
http://www.nbuv.gov.ua/portal/natural/znpsnu/2009_3/Z31R1S8.pdf
19. Energy Saving in Nuclear Power Plant by NCE Sustainable Engineering Technology
Groups. Topan Setiadipura, Arnoldus Lambertus Dipu, Massimiliano Zamengo, Thomas
Bovis, Dissayapong Hoksuwan. Nuclear Engineering Dept., Tokyo Institute of
Technology. Industrial Engineering and Management Dept., Tokyo Institute of
Technology. International Development Engineering Dept., Tokyo Institute of
Technology. http://catatanstudi.files.wordpress.com/2010/03/energy-saving-in-nuclear-
power-plant.pdf
20. Py, J.P., and Capitaine, A., hydrogen production by high temperature electrolysis of water
vapor and nuclear reactors, Available on www.cder.dz/A2H2/WHEC2006/S05.pdf,
Accessed February 23, 2010
21. Projektu biroja OKBM „Африкантов” mājas lapa http://www.okbm.nnov.ru/reactors
22. Firmas “HITEC” mājas lapa http://www.hitecups.com/?RubriekID=2797
23. Firmas “FGWilson” mājas lapa http://www.fgwilson.com/products/
24. Firmas “EATON” mājas lapa http://powerquality.eaton.com/EMEA/Products-
services/Backup-Power-UPS/Marine/default.asp
25. Л.Д. Рожкова, И.С Козулин. Электрооборудование станций и подстанций. Москва.
Энергоатомиздат. 1987. -648 с.
26. Korporācijas “Westinghouse” mājas lapa
http://www.ap1000.westinghousenuclear.com/ap1000_psrs_pccs.html
70
27. Kanādas kodolenerģijas aģentūras mājas lapa http://www.aecl.ca/Reactors/ACR-1000.htm
28. Idaho National Laboratory home page
https://inlportal.inl.gov/portal/server.pt/community/home
29. Московский государственный университет им. М.В.Ломоносова. Химический
факультет. Кафедра радиохимии. Профессор, д.х.н. И.Н.Бекман. ЯДЕРНАЯ
ИНДУСТРИЯ. Курс лекций Москва . 2005 г. http://profbeckman.narod.ru/NI.htm
71
Pielikumi
72
Pielikums 1
Ātro neitronu reaktora BN – 600 vienkāršota tehnoloģiska shēma
1
23 4 5 6
78
9
10
11
12
13 14
15
16
17
19
20
18
Uz turbīnu
No BS
Apzīmējumi: 1 – nātrija krājumu tvertne; 2 – reaktora korpuss; 3 – pirmā kontūra
cirkulācijas sūkņa dzinējs; 4 – pirmā kontūra galvenais cirkulācijas sūknis; 5- reaktora aktīva
zona; 6 – siltummaiņis; 7 – otra kontūra galvenais cirkulācijas sūknis; 8, 10 – otra kontūra
nātrija krājumu tvertnes; 9 – tvaika ģenerators; 11 – nātrija elektromagnētiskie sūkņi; 12 –
nātrija siltummaiņis – dzesētājs; 13 – filtrs; 14 – siltummaiņis; 15 – ventilators; 16 – argona
sildītājs; 17 – argona sūknis; 18 – izlietotas kodoldegvielas izturēšanas baseins; 19 – ūdens
dzesētājs; 20 – ūdens sūknis.
73
Pielikums 2
Kodoldegvielas izdegšanas dziļums, atkarība no kodoldegvielas bagātināšanas ar 235U.
pieņemams
nepieņemams
Sakuma kodoldegvielas bagātināšana ar 235U ( %235U)
kodo
ldeg
viel
as iz
degš
anas
dzi
ļum
s, M
Wd/
t.
ASV PWR reaktoru kodoldegvielas elementi – kopa 70 289