2. Atomenerģētikas vēsturiskā attīstība pasaulē
2.1. Kodolenerģētikas attīstība vēsture
2.1.1. Pirmie eksperimenti kodolfizikā. Vēsturiski pirmie eksperimenti kodolfizikā tika veikti ar urāna izotopu 92U235 1930. gadā Vācijā. Tos veica radioķīmiķis Hāns (Otto Hahn) un ķīmiķis Strasmans (Friedrich Wilhelm Strassmann). Viņi mēģināja radīt transurāna materiālu, bombardējot to ar neitroniem. Šajā eksperimentā atklājās, ka urāna atoms dalās divos jaunos neidentificētos elementos un noslēgumā viens no jaunajiem materiāliem tika atpazīts kā 56Ba141. Paradoksāls ir fakts, ka radioķīmiķis Hānas un ķīmiķis Strasmans nemaz neiedomājās par iespējamo ķēdes reakciju. Šajā sakarā ir jāmin ungāru fiziķis Zīlards (Leó Szilárd), kurš teorētiski analizēja kodolreakcijas iespējamību un vēlāk arī praktiski to mēģināja realizēt ar beriliju un indiju, bet šie elementi nespēja radīt ķēdes reakciju. 1936. gadā Zīlards Britu jūrlietu ministrijā patentēja kodolreakciju, patenta numurs - GB patents 630726. Vēlāk Zīlards kopā ar Nobela prēmijas laureātu Fermi (Enrico Fermi) patentēja kodolreaktoru, patenta numurs - U.S. Patent 2708656 .
Pēc Hāna un Strasmana nozīmīgo atklājumu publicēšanas 1939. gadā pastiprinātā uzmanībā nonāca austriešu fiziķis Maintners (Lise Meitner), kas, strādājot kopā ar radioķīmiķi Hānu, veica eksperimentus ar transurāna materiāliem. Pēc nacistu iebrukuma Austrijā Maintners un fiziķis Frišs (Otto Frisch) emigrēja uz Zviedriju, kur pabeidza darbu, kas saistīts ar urāna bombardēšanas problēmām. Viņi nodemonstrēja ieguvumu no 92U235 dalīšanās reakcijām, kurās iegūst vēl papildus divus neitronus un līdz šim neredzētu enerģijas daudzumu. Tika formulēts, ka atoma kodols dalās divos vieglākos atomos un izdalās miljoniem reizes lielāka enerģija nekā ikvienā līdz šim zināmajā ķīmiskajā vai fizikālajā procesā.
2.1.2. Manhetenas projekts. 1942. gada 2. decembrī Fermi vadībā Čikāgas pētnieciskajā laboratorijā tika radīta pati pirmā vadāmā kodolreakcija. Reakcija norisinājās milzīgā urāna un grafīta sajaukumā. Pirmās vadāmās kodolreakcijas ilgums tika fiksēts 28 minūtes. Pirmos gadus pēc kodolreakciju atklāšanas, tā tika lietota tikai militāriem mērķiem, jo otrais pasaules karš un politiskā elite piespieda fiziķus veikt pētījumus kodolieroču attīstības tehnoloģijās. Militārām vajadzībām tika meklētas iespējas, lai radītu jaunu ieroci, kurā izmantotu kodolreakcijā iegūto enerģiju. Šajā sakarā ir jāmin slepenais Manhetenas projekts (Manhattan Project), kurā iesaistījās Savienotās Valstis, Apvienotā Karaliste un Kanāda. Formāli tika runāts par „Manhetenas Inženieru Iecirkni”, kas darbojās no 1942. līdz 1946. gadam un bija pakļauts Savienoto Valstu armija inženieru korpusam, ko vadīja administrācijas ģenerālis Groves (Leslie Richard Groves) un zinātniskais izpētes direktors, amerikāņu fiziķis Oppenheimers (Robert Oppenheimer). Šim projektam tika piesaistītas vairākas universitātes un radīta Argonas Nacionālā laboratorija (Argonne National Laboratory), kā arī izcili zinātnieki un Nobela prēmija laureāti. Liela loma šajā projektā bija Fermi un Zīlardam. Projekts veiksmīgi noslēdzās ar trīs atombumbu detonāciju. Pirmā no tām bija plutonija un tika detonēta 1945. gada 16. jūlijā Ņūmeksikas štatā, tā ir pazīstama ar nosaukumu „Trejsavienības tests”.
1.2.att. Manhetenas projekta rezultāts, pirmais kodolierocis, pazīstams ar nosaukumu „Trejsavienības tests”, 1945. gada 16. jūlijā.
Otrā atombumba bija izgatavota no bagātināta urānu un pazīstama ar segvārdu „Mazais zēns”, tā tika detonēta 1945. gada 6. augustā virs Hirosimas Japānā. Trešā atombumba bija izgatavota no plutonija, ar segvārdu „Resnais vīrs”, un to detonēja 9. augustā virs Nagasaki Japānā.
2.1.2. Civilās kodolenerģētikas sākums. Pēc Otrā Pasaules kara tika pieņemta direktīva civilās kodolenerģētikas attīstībai. 1946. gadā ASV kongress akceptēja ļoti nozīmīgu kodolenerģētikas attīstības aktu (Atomic Energy Act of 1946). Šis akts definēja turpmāko kodolenerģētikas attīstības politiku un noteica to, ka jāturpina kontrolējamas ķēdes reakcijas izpēte un praktiski iegūtie rezultāti jālieto enerģijas ieguvē. Ķēdes reakcijas milzīgo enerģijas ieguvumu, pierādīja militāriem mērķiem izstrādātā atombumba. Jaunais pētījumu lauks līdz šim ir nezināms un iegūtie rezultāti nav formulējami ar konkrētu laiku, tāpēc izpēte turpināsies līdz iegūs jaunu enerģijas veidu, kas mainīs dzīvi nākotnē [11., 1. lpp. ].
2.1.3. Pirmie kodolreaktori. Pirmais reaktors, kas ražoja vairāk elektriskās strāvas nekā patērēja, bija 1951. gada decembrī ekspluatācijā ievestais kodolreaktors EBR-1 (eksperimentālais brīderu tipa reaktors 1), Aidaho ASV. EBR-1 darbināja pirmās četras elektriskās spuldzītes. Paralēli brīderu tipa reaktoru eksperimentālajai izpētei turpinājās arī paaugstināta spiediena tipa reaktoru tehnoloģijas apgūšana kā iespējamais enerģijas veids zemūdenēm. Šie eksperimentālie paaugstināta spiediena tipa reaktori tika veiksmīgi testēti 1953. gadā zemūdenēs „Nautils” (Nautilus) un „Jūras vilks” (Seawolf).
1954. gadā Obņinskā Padomju Savienībā iedarbināja pirmo reaktoru Eiropā APS-1, kas strādāja tikai ar 30 MW termisko jaudu un 5 MW elektrisko jaudu. Šajā reaktorā kā neitronu palēninātāju izmantoja grafītu, kas iezīmēja jaunu sākumu nākamajam Padomju Savienības reaktoru tipam RBMK (lielas jaudas, kanālu tipa reaktors).
Turpmākā civilās kodolenerģētikas attīstība saistās ar stabilu ķēdes reakcijas nodrošināšanas iespēju meklējumiem, respektīvi, tika meklēts neitronu daudzkāršošanās ierobežošanas veids, lai reakcija kļūtu kontrolējama. Un šis nebija tikai ASV kodolfiziķu mērķis, bet visu kodolvalstu izvirzītais uzdevums. Aplūkojot dažādus palēninātāju veidus, ir jāaplūko arī atšķirīgas valstis un zinātnieku grupas, kas veica šos eksperimentus.
BWR (vārošā ūdens tipa reaktors) izstrādāja ASV Argonas Nacionālā laboratorija 1942. gada 2. decembrī šajā laboratorijā Fermi ar aptuveni 50 kolēģiem radīja pasaulē pirmo vadāmo kodolreakciju. Pēc otrā pasaules kara beigām Argonas Nacionālā laboratorija uzņēmās misiju, lai attīstītu civilās kodolreaktoru tehnoloģijas. Pirmais BWR tipa reaktora prototips Dresden-1 ar jaudu 250 MWe pēc General Electric projekta tika ievests ekspluatācijā 1957. gadā un darbojās līdz 1963. gadam.
2.2.1. Pirmā paaudze. Kodoltehnoloģijas ir par pamatu daudzpusīgai attīstībai jau kopš otrā Pasaules kara. ASV prezidenta Eizenhauera (Dwight David Eisenhower 1953-1961) prezidēšanas laikā 1954. gadā, tika pieņemts atomenerģētikas akts, kurā tika noteikts tas, ka attīstīt civilo kodolenerģētiku drīkst arī privātais sektors. Šīs programmas ietvaros, ASV elektrības korporācija (Westinghouse Electric Corporation), 1957. gadā uzbūvēja pirmo komerciālo kodolreaktoru ar 60 MW jaudu [13., 15-16. lpp.]. Šie pirmie kodolreaktori ir pieskaitāmi reaktoru pirmajai paaudzei, kas no mūsdienu reaktoriem atšķiras ar tehnoloģisko risinājumu un drošības līmeņiem. Pamatprincipi atsevišķiem reaktoru tipiem ir saglabājušies nemainīgi līdz mūsdienām, bet salīdzinot ar pirmajiem kodolreaktoriem mūsdienu reaktoros ir integrētas jaunākās informācijas tehnoloģijas, kontroles, vadības un drošības iekārtas. Reaktoru pirmo paaudzi attīstīja no 1950. gada līdz 1960. gadam un mūsdienās ārpus Lielbritānijas neviens reaktors vairs nedarbojas. Praksē tiek aplūkotas četras kodolreaktoru paaudzes, kurās ir saglabāti fizikālie pamati ar sākotnēji atklātajām vēsturiskajām kodolreakcijām.
2.2.2. Otrā paaudze. Starp pirmo un otro reaktoru paaudzi bieži vien ir grūti novilkt striktu līniju, jo daudzos gadījumos atšķirības nav saskatāmas. Salīdzinot ar I paaudzes reaktoriem, ir veikti dažādi kontroles un drošības sistēmu uzlabojumi, kas nav revolucionāri un nav pilnīgi atšķirīgi no I paaudzes. Otrajā paaudzē tika likti pamati tādiem reaktoru tipiem kā paaugstināta spiediena tipa reaktoram (Pressurized water reactor), CANDU tipa reaktoram, verdošā ūdens tipa reaktoram (Boiling water reactor) un modernizētajam reaktoram ar gāzes siltumnesēju (Advanced gas-cooled reactor). Šī paaudze pamatā tika attīstīta ASV un mūsdienās ir pietiekami daudz reaktoru, kas vēl darbojas.
2.2.3. Trešā paaudze. Trešās paaudzes un modernizētie trešās paaudzes reaktori lielākoties pašlaik ir darbībā vai arī tos būvē. Vairāk kā 85% no kodolreaktoriem, ko lieto elektriskās enerģijas ražošanai, pamatā tika izstrādāti karaflotes vajadzībām.[14., 1. lpp.]. Reaktoru izpēte norisinās Ziemeļamerikā, Japānā, Eiropā, Krievijā un Dienvidāfrikā. Ir pāri par desmit dažādu reaktoru tipu plānošanas stadijā vai zinātniskās izpētes stadijā. Trešās paaudzes reaktori ir pietiekami pārbaudīti un ir veikts zināms monitorings datu apkopojumā, tāpēc var apgalvot, ka visiem trešās paaudzes reaktoriem piemīt šādas īpašības:
1)standartizēts un licencēts reaktora projekts katra tipa izpildījumā, fiksētas izmaksas un būvniecības termiņi;
2)vienkāršāka un izturīgāka vadība, kas to padara neatkarīgāku no cilvēciskā faktora ietekmes;
3)augstāka lietderība un ilgāks darbmūžs – parasti 60 gadi;
4)samazināta reaktora kodola izkušanas iespēja;
5)minimāla iedarbība uz apkārtējo vidi;
6)augstāks kodoldegvielas izmantojums, samazināts radioaktīvo atkritumu daudzums;
7)uzlabots urāna degvielas cikls, jo daži reaktori var izmantot atražoto kodoldegvielu.
Būtiskākā atšķirība no iepriekšējās paaudzes ir jauna pasīvā un aktīvā drošības sistēma, kas pieprasa neaktīvu kontroli reaktora darbības laikā, kā arī ir iespēja paļauties tikai uz gravitācijas spēku, un dabīgo konvekciju, kas neļauj reaktora kodolam sasniegt kritisko avārijas temperatūru. Reaktora tradicionālā drošības sistēma sāk darboties tikai tad, kad to ierosina mehāniskas vai elektroniskas automātikas komanda. Dažāda veida drošības sistēmas strādā pasīvi, līdz tvaika spiediena līmenis sasniedz noteiktu līmeni, kas izsauc sistēmas nostrādi. Šāda veida drošības sistēmas strādā bez operatora iejaukšanās, kā arī tad, ja ir zaudēta ārējā jauda, kas nepieciešama reaktora kontrolei.
Lielākā daļa trešās paaudzes reaktoru ir daudz mazāki kā priekšteči. Aizvien vairāk jaunu reaktoru izstrādē tiek izmantota starptautiskā sadarbība, starp dažādu valstu institūtiem un zinātniskajiem centriem, kas strādā šajā nozarē. Reaktoru galveno projektu veido balstītu uz starptautiskajiem standartiem un tiem nepieciešama licence, kas tiek reglamentēta katrā reģionā atsevišķi, piemēram, Eiropas vienotā atomreaktoru licence. Katram jaunam reaktoru tipam ir jāatbilst Eiropas inženierkomunikāciju prasībām, pamatā ir noteikumi ar aptuveni 5000 dažādām normām, kas ir jāievēro reaktoru izstrādē [14., 3. lpp.].
Trešās paaudzes reaktori ietver sevī vairākus atšķirīgus reaktoru tipus, kuri tiek izmantoti mūsdienās. Te pieder vieglā ūdens reaktori, smagā ūdens reaktori, ar gāzi dzesējami augstas temperatūras reaktori, ātro neitronu reaktori.
Vieglā ūdens reaktoru grupā ietilps verdošā ūdens tipa reaktori (turpmāk BWR), reaktori ar saspiestu ūdens siltumnesēju (turpmāk PWR), modernizētais verdošā ūdens tipa reaktors (turpmāk ABWR), ekonomiskais, vienkāršotais verdošā tipa ūdens reaktors (turpmāk ESBWR), modernizētais reaktors ar siltumnesēju zem spiediena (turpmāk APWR), Krievijā izstrādātais ūdens-ūdens reaktora tips (turpmāk VVER), Krievijā izstrādātais lielas jaudas kanālu tipa reaktors (turpmāk RBMK).
Smagā ūdens reaktoru grupā ir iekļauts Kanādas deiterija-urāna tipa reaktors (turpmāk CANDU), CANDU-6, CANDU-9, modernizētais CANDU tipa reaktors (turpmāk ACR-1000), CANDU X vai izmainīta dizaina ACR reaktors, Indijā izstrādātais modernizētais smagā ūdens tipa reaktors (turpmāk AHWR).
Augstas temperatūras reaktoru grupā ietilpst Dienvidāfrikas izstrādātais urāna-grafīta lodīšu reaktors (turpmāk PBMR), kam ir vienas no lielākajām perspektīvām nākotnē, ASV izstrādātais gāzturbīnas modulārais hēlija reaktors (turpmāk GT-MHR).
Ātro neitronu reaktoru grupā ietilpst atsevišķi reaktori, kas ir uzbūvēti dažādās valstīs. Pamatā visi ir viena tipa ātro neitronu reaktori (turpmāk FBR), kam ir nelielas konceptuālās atšķirības. FBR reaktoru grupā var minēt reaktorus: Francijā tas ir Superfeniks (Superphenix), Indijā Kalpakāma (Kalpakkam), Japānā Monju (Monju), Kazahstānā BN-600, Krievijā BREST, ASV PRISM un Super-PRISM, Korejā modernizētais korejiešu šķidrā metāla reaktors – KALIMER.
Modernizēto siltuma neitronu reaktoru apkopojums pēc Pasaules Atomenerģētikas asociācijas datiem (2008. gada marts) ir dots 2.1. tabulā, kurā var redzēt galvenos datus par katru reaktoru tipu un to atrašanās vietu pasaulē.
2.1. tabula
Uzlaboto siltuma reaktoru pašreizējais stāvoklis pasaulē
Valsts un attīstītājsReaktora tipsJauda, MWIzstrādes pakāpeGalvenās atšķirības no iepriekšējās paaudzes kodolreaktora
ASV-Japāna
(GE-Hitachi, Toshiba)ABWR1300Komerciāli strādā Japānā kopš 1996. gada.
ASV: NRC sertifikāts 1997. gads .Uzlabots projekts.
Efektīvāks, mazāk kodolatkritumu.
Vienkāršota konstrukcija
USA
(Westinghouse)AP-600
AP-1000
(PWR)600
1100AP-600: NRC sertifikāts 1999. gads.
AP-1000 NRC sertifikāts 2005. gads.Vienkāršota būvniecība un vadība.
3 gadu būvniecības termiņš.
Paredzēts dzīves ilgums 60 gadi.
Francija-Vācija
(Areva NP)EPR
US-EPR
(PWR)1600Nākotnes Francijas standarts.
Francijas projekta apstiprināšana.
Sākta būvniecība Somijā.
Izstrādā ASV versiju.Uzlabots projekts.
Augsta degvielas efektivitāte.
Zemas elektroenerģijas izmksas.
USA
(GE)ESBWR1550Attīstīts no ABWR, būvniecības stadijā ASV.Uzlabots projekts.
Īss būvniecības termiņš.
Japāna
(utilities, Mitsubishi)APWR
US-APWR
EU-APWR1530
1700
1700Tiek izstrādāts pamatprojekts.
ASV sertifikācija 2008. gadā.Hibrīda drošība nākotnē.
Vienkārša būvniecība un vadība.
Dienvidkoreja
(KHNP, derived from Westinghouse)APR-1400
(PWR)14502003. gadā sertificēts projekts. Pirmais reaktors sāks darbību 2012. gadā.Modernizēts projekts.
Uzlabota drošība.
Vienkārša būvniecība un vadība.
Vācija
(Areva NP)SWR-1000 (BWR)1200Attīstības stadijā.
Paredzēta sertifikācija ASV.Jauns projekts.
Augsta degvielas lietderība.
Krievija (Gidropress)VVER-1200
(PWR)1200
Aizvietos Ļeņingradas un Novoroņežas AES stacijas.Augsta degvielas lietderība.
Krievija (Gidropress)V-392 (PWR)950-1000Divi pabeigti būvēt Indijā.
2005. gadā uzsākta būvniecība Ķīnā.Modernizēts projekts.
Paredzētais kalpošanas ilgums 60 gadi.
Kanāda (AECL)CANDU-6
CANDU-9750
925+Uzlabots modelis, licence kopš 1997. gada.Modernizēts projekts.
Elastīgas degvielas prasības.
Kanāda (AECL)ACR700
1080Pašlaik iziet sertifikāciju Kanādā.Modernizēts projekts.
Vieglā ūdens dzesēšana.
Maz bagātināta kodoldegviela.
Dienvidāfrika (Eskom, Westinghouse)PBMR170 (module)Sākts būvēt prototips (200 MW kopija tiek būvēta Ķīnā.)Standartizēts projekts, samazinātas izmaksas.
Augsta degvielas lietderība.
2.2.4. Ceturtā paaudze. Ar ceturto reaktoru paaudzi ir saistītas divas galvenās starptautiskās iniciatīvas, kurās tiek definēta reaktoru attīstība nākotnē un kodoldegvielas cikla optimizācija. 2000. gadā izveidojās ceturtās paaudzes starptautiskais forums (Generation IV International Forum, GIF ) , kurā apvienojās to valstu pārstāvji, kam atomenerģētika ir nozīmīga mūsdienās un vitāli svarīga nākotnē. Organizācijas pārstāvji no tādām valstīm kā ASV, Argentīna, Brazīlija, Kanāda, Francija, Japāna, Dienvidkoreja, Dienvidāfrika, Šveice, Lielbritānija, Krievija (no 2006. gada), Ķīna (no 2006. gada), apsolīja attīstīt jaunu kodolreaktoru paaudzi. 2002. gadā jaunizveidotā organizācija prezentēja sešus ceturtās paaudzes reaktorus, kuru pamatmodeļus turpmāk nolēma pētīt un attīstīt [15., 1. lpp.]. Galvenie konceptuālie lēmumi bija:
1) ar starptautiskā lēmuma palīdzību attīstīt sešas reaktoru tehnoloģijas (četras no tām ir tehnoloģijas ar ātro neitronu reaktoriem), kuras ir paredzēts realizēt ražošanā no 2020. gada līdz 2030. gadam;
2) visi reaktori ir ar augstāku darba temperatūru nekā pašreizējie, četri no tiem tiek attīstīti, lai ražotu ūdeņradi;
3) visas jaunās sistēmas piedāvā paaugstinātu darba mūžu, ekonomiskumu, drošību un aizsardzību pret piesārņojumu.
Lielākā daļa no jaunajām kodolreaktoru sistēmām ietver sevī noslēgtu degvielas ciklu, lai optimizētu degvielas izmantošanu un samazinātu augstas radioaktivitātes kodolatkritumus. Tikai vienā no jaunajiem reaktoriem kā siltumnesējs tiks izmantots vieglais ūdens, divos – sašķidrināts hēlijs, citos – šķidrais bismuts, nātrijs, fluorīda sāls. Šķidro metālu un sāls reaktori būs ar samazinātu spiedienu. Fluorīda sāls rektors strādās ar urāna degvielu, kas būs izšķīdināta cirkulējošajā dzesētājā. Reaktora temperatūra paredzēta no 510 0C līdz 1000 0C, salīdzinājumā ar mūsdienu vieglā ūdens reaktoriem, kam ir tikai 330 0C [15., 3. lpp.]. Pateicoties augstajai temperatūrai, tos būs iespēja izmantot termoķīmiskajās reakcijās, lai ražotu ūdeņradi.
Ceturtās paaudzes reaktoriem elektriskā jauda ir robežās no 150 līdz 1500 MW vai ekvivalenta termiskā jauda. Reaktoriem ar šķidrā metāla siltumnesējiem elektriskā jauda būs pieejama no 50 līdz 150 MW. Tiem raksturīgs ilgs kodola darba mūžs (15-20 gadi bez degvielas apmaiņas), kuru pēc tam iespējams apmainīt kā veselu bloku vai vienkārši nomainīt degvielas kasetes. Pašlaik šāda veida tehnoloģijas ir izmantotas zemūdenēs un kuģos.
Jauno ceturtās paaudzes atomreaktoru apkopojums pēc Pasaules Atomenerģētikas asociācijas datiem (2008. gada marts) ir dots 2.2. tabulā, kurā var redzēt galvenos datus par katru reaktoru tipu un izmantoto siltumnesēju.
2.2. tabula
IV paaudzes reaktori un to tehniskie dati
Neitronu spektrs (ātrie/silt-uma)SiltumnesējsT, 0CSpiediens*DegvielaDegvielas ciklsP, MWePielietojums
Gāzes siltumnesēja reaktorsĀtrieHēlijs850Augsts92U238+Noslēgts228Elektrības un ūdeņraža
Šķidrā metāla reaktorsĀtrieSvins-bismuts550-800Zems92U238+Noslēgts50-150**
300-400
1200Elektrības un ūdeņraža
Kausēta sāls reaktorsEpi-termālieFluarīda sāls700-800ZemsUrāns izšķīdin-āts sālīNoslēgts1000Elektrības un ūdeņraža
Nātrija reaktorsĀtrieNātrijs550Zems92U238 un sajauku-msNoslēgts150-500
500-1500Elektrības
Super-kritiskais ūdens reaktorsSiltuma vai ātrieŪdens
510-550
Ļoti augstsUO2Atvērts un noslēgts1500Elektrības
Ļoti augstas temperatūras gāzes reaktorsSiltumaHēlijs1000AugstsUO2 , prizmas vai lodīšuAtvērts250Ūdeņraža un elektrības
Piezīmes:
*augsts= 7-15 Mpa;
+ = ar kādu 92U235 vai 94Pu239;
** 'reaktora modulis ar ilgu degvielas kalpošanas laiku (aptuveni 15-20gadus).
