The possibilities of raising the efficiency of Nuclear Power Plants (NPP)

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

Date post:	27-Oct-2014
Category:	Documents
Upload:	makshanovs
View:	66 times
Download:	19 times

The possibilities of raising the efficiency of Nuclear Power Plants (NPP)

Documents