Kanadyjska energetyka jądrowa

Mgr inż. Dariusz Witold Kulczyński P. Eng. – Professional Engineers Ontario, Kanada

Kanadyjska energetyka jądrowa

Dariusz W. Kulczyński

Reaktory kanadyjskie charakteryzuje tanie paliwo (uran naturalny), które można wymieniać bez przerywania ruchu reaktora, oraz ciężkowodne chłodziwo i moderator, które odzyskuje się z przecieków, uzdatnia i w ten sposób minimalizuje straty kosztownej D₂O. Wymiana paliwa w ruchu umożliwia reaktorom systemu kanadyjskiego uzyskiwanie wysokiego współczynnika wykorzystania mocy maksymalnej (capacity factor), co stawia je w ścisłej czołówce reaktorów jądrowych na świecie. Ruchem reaktora i wymianą paliwa sterują komputery, pod nadzorem wysoko kwalifikowanego personelu.

Kanadyjskie reaktory PHWR (Pressurized Heavy Water Cooled and Moderated Reactors) inaczej: CANDU (Canada-Deuterium-Uranium) mają niewielki, dodatni współczynnik reaktywności pę-cherzy gazowych, który zmniejsza się o połowę w ciągu pierwszych 500 dni pracy nowego reaktora, tj. od załadowania świeżego paliwa (sam uran) do równowagi rdzenia (uran i pluton).

Współczesne reaktory kanadyjskie, takie jak wersja eksportowa CANDU-6 (700 MW class), mają następujące specjalne systemy zabezpieczeń (Special Safety Systems):

● I system awaryjnego odstawiania reaktora (ang. Shutdown Sy-stem I),

● II system awaryjnego odstawiania reaktora (ang. Shutdown Sy-stem II),

● system awaryjnego chłodzenia rdzenia (ang. Emergency Core Cooling),

● system lokalizacji skażeń (awarii) (ang. Containment System). Wielopoziomowe bezpieczeństwo ruchu zapewnia budowa re-aktorów CANDU oraz zabezpieczenia o wysokiej niezawodności. Niezawodność jest analizowana ilościowo wg modeli probabili-stycznych. Utrzymywanie wskaźnika niefunkcjonowania specjal-nych systemów zabezpieczeń poniżej 10-3 _{a/a, zgodniez}

zatwier-dzonym raportem bezpieczeństwa (Safety Report) jest warunkiem koniecznym utrzymania licencji eksploatacji reaktora PROL (Power Reactor Operating License).

Licencji udziela – ostatnio co pięć lat – „Regulator”, tj. Fede-ralny Dozór Jądrowy CNSC (Canadian Nuclear Safety Commis-sion), poprzednio znany pod nazwą Atomic Energy Control Board (AECB). CNSC udziela także licencji autoryzowanym nastawni-czym bloku jądrowego (Authorized Nuclear Operators) i inżynie-rom dyżurnym ruchu (Nuclear Shift Supervisors), po zdaniu sze-regu egzaminów. Doskonale opracowane szkolenie nastawniczych i inżynierów dyżurnych wykorzystuje symulatory komputerowe i trwa od 3 do 4 lat.

Pierwszą elektrownią systemu CANDU była NPD NGS 1 × 25 MW(e) (Nuclear Power Demonstration Nuclear Generating Station), uruchomiona w Rolphton, Ontario w 1962 roku, położona nad rzeką Ottawą. NPD stanowiła poligon doświadczalny dla ka-nadyjskiej energetyki jądrowej, a zdobyte doświadczenia przyczy-niły się do ulepszenia kolejnych modeli reaktorów CANDU. War-to zauważyć, że po 15 latach pracy, dwa spośród czterech bloków elektrowni Darlington znajdują się wśród 25 najlepiej pracujących reaktorów świata. Reaktory CANDU-6 w Korei Południowej plasu-ją się na czołowych miejscach tabeli najlepszych reaktorów świata od dnia rozruchu.

Elektrownie typu CANDU (PHWR) pracują w następujących krajach: Argentyna, Chiny, Korea Płd., Indie, Pakistan, Rumunia i – oczywiście – Kanada. Wymiana doświadczeń technicznych wszystkich użytkowników technologii CANDU odbywa się poprzez organizację COG (CANDU Owners’ Group).

Kanadyjskie firmy energetyczne

W Kanadzie istnieją następujące firmy energetyczne eksploatujące elektrownie CANDU:

● Bruce Power: BNGS-A (4 × 805 MW brutto, 750 MW netto), BNGS-B (4 × 840 MW brutto, 800 MW netto) – moc zaokrąglo-na,

● New Brunswick Power, 1 × CANDU-6 (680 MW brutto, 635 MW netto),

● Hydro-Québec Gentilly-2, CANDU-6 (675 MW brutto, 635 MW netto),

● Ontario Power Generation Inc. PNGS-A (4 × 542 MW brutto, 515 MW netto), PNGS-B (4 × 540 MW brutto, 516 MW netto), DNGS (4 × 935 MW brutto, 881 MW netto).

Konstrukcje reaktora i budowa elektrowni NPD NGS

Reaktor CANDU składa się z poziomego walca zwanego Calandrią, w której znajdu-je się ciężkowodny moderator („isotopic” 99,75% D₂O) pod ciśnieniem atmosferycznym. Przez podstawy walca (Calandrii) przechodzą poziome kanały, w których znajdują się rury ciśnieniowe (Pressure Tubes) wykonane ze stopu cyrkonu i niobu (Zr-2,5% Nb). W rurach ciśnieniowych, pod ciśnieniem 10 MPa prze-pływa chłodziwo, którym jest również ciężka woda (w nowych reaktorach 97–98% D₂O). Rdzeń reaktora NPD (NPD Reactor Core) stanowiły 132 kanały, 9 wiązek w kanale, 13 „ołówków” (Fuel Pencils) w wiązce. Wiązki z Zircaloy-2 (stopu cyrkonu) zawierały UO₂ – uran naturalny. Były jednak także wypalane w reaktorze NPD eksperymentalne wiązki za-wierające tor i pluton.

Elektrownia NPD NGS zbudowana została wspólnie przez AECL, Ontario Hydro i Canadian General Electric (dziś GE-Canada). Bu-dowana była w głąb, pod powierzchnią ziemi – najniżej było po-mieszczenie zbiornika zrzutowego moderatora (Dump Tank Room), basen zużytego paliwa (Spent Fuel Bay), bunkier reaktora (Reactor Vault) oraz kotłownia (Boiler Room).

Bunkier reaktora (Reactor Vault) był niedostępny, z wyjątkiem tzw. „End Rooms”, które znajdowały się na zewnątrz, na wschód i na zachód od reaktora, za tarczami-ekranami obrotowymi (Rotating Shields). Oś reaktora NPD pokrywała się z kierunkiem

wschód-za-Nuclear Power Demonstration (NPD) NGS, Rolphton, Ontario: pierwsza na świecie elektrownia systemu CANDU 1 × 25 MW(e)

chód i wszystkie reaktory w Kanadzie uruchomione później również mają taką orientację. Powyżej poziomu ziemi była maszynownia (Turbine Hall), nastawnia (Control Room), rozdzielnia (Electrical Distribution Room), generatory Diesla zasilania rezerwowego (Die-sel Room), systemy wentylacji z klapami i osuszaczami do wychwy-tywania ciężkiej wody, laboratorium chemiczne i biura techniczne oraz magazyn. Rdzeń reaktora w najnowszej elektrowni w Kanadzie (4×935 MW(e)) ma 480 kanałów, 13 wiązek w kanale i 37 „ołów-ków” w wiązce. Bunkier reaktora jest dostępny dla personelu, kiedy reaktor jest odstawiony.

Elektrownia 4 × 935 MW(e) w budowie Ochrona radiologiczna i szkolenie

Zagrożenia radiologiczne w elektrowniach CANDU (Radiation Hazards in CANDU Nuc-lear Generating Stations) to promieniowanie γ, β oraz neutronowe, tryt, skażenia powietrza, ska-żenia powierzchni i skażone płyny. Tryt powstaje z deuteru bombardowanego neutronami w więk-szym stopniu w ciężkiej wodzie obiegu modera-tora niż w pierwotnym obiegu chłodzenia.

Dozór Jądrowy (Regulator), tj. Atomic Energy Control Board (AECB) zdefiniował pojęcie pra-cownika mającego kontakt z promieniowaniem atomowym (Atomic Radiation Worker – AWR) i ustalił normy dopuszczalnego promieniowania. Obecnie Regulator, noszący od kilku lat nazwę Canadian Nuclear Safety Commission (CSNC), zmienił terminologię z AWR na NEW (Nuclear Energy Worker) i ustalił nowe dawki dopusz-czalne, które są różne dla różnych organów. Na-tomiast tzw. Whole Body Dose (czyli dawka dla całego ciała) nadal wynosi 5 REM-ów na rok.

Firmy energetyczne ustaliły swoje – znacznie niższe – dawki ad-ministracyjne, według których dopuszczalna doza dla całego ciała pracownika (NEW) wynosi tylko 1 REM rocznie. Osoba nie będą-ca pracownikiem energii atomowej może uzyskać tylko 1/10 daw-ki dopuszczalnej przez CNSC dla tadaw-kiego pracownika. REM jest akronimem od słów Roentgen Equivalent Man, co oznacza skutki biologiczne otrzymania dawki promieniowania w wysokości jedne-go roentgena. Jednostką dawki promieniowania jest wg układu SI sievert (1 sievert jest równy dawce 100 REM-ów).

Jako pracę radioaktywną (radioactive work) określono czynności wykonywane w strefie odpowiednio wysokiego promieniowania ze-wnętrznego, koncentracji trytu i stężenia skażeń w powietrzu oraz w obecności skażeń powierzchni. Filozofia Ontario Hydro Nuclear Generation Division polegała na gruntownym szkoleniu radiolo-gicznym wszystkich pracowników i powtarzaniu egzaminu kwali-fikacyjnego – co dwa lata.

Kwalifikacja czerwona (Red Badge) uniemożliwiała wykony-wanie jakiejkolwiek pracy radioaktywnej, pomarańczowa (Orange Badge) umożliwiała pracę radioaktywną, ale w pewnych warunkach – tylko pod nadzorem, kwalifikacja żółta (Yellow Badge) umożli-wiała samodzielne wykonywanie pracy radioaktywnej we wszyst-kich warunkach, natomiast kwalifikacja zielona (Green Badge) uprawniała do odpowiedzialności za ochronę radiologiczną osób niżej kwalifikowanych. Kolor plakietki mierzącej promieniowanie, którą w okolicach mostka nosi każdy pracownik w obrębie ogrodze-nia elektrowni atomowej, określa stopień kwalifikacji.

Obecnie wprowadzono rozwarstwienie kwalifikacji: istnieje kilka poziomów kwalifikacji pomarańczowej. Osoby o kwalifikacji czer-wonej (głównie pracownicy kontraktowi podczas remontów blo-ków) mogą obecnie wykonywać pracę radioaktywną pod nadzorem osób o kwalifikacji najwyższej, zielonej.

NPD NGS podzielona była na cztery strefy (Zones 1, 2, 3 and 4) o zwiększającym się prawdopodobieństwie wystąpienia skażeń i odpowiednio zmniejszającym się ciśnieniu, czyli powietrze pły-nęło ze strefy 1 do 2 do 3 i do 4, tj. z czystszej do brudniejszej strefy, potem przez osuszacze i filtry, do wysokiego komina. Kana-dyjski Dozór Atomowy AECB ustalał normy emisji DEL (Derived Emission Levels). NPD nie przekraczała emisji 1% DEL (surowy limit administracyjny Ontario Hydro), z wyjątkiem limitu emisji radioaktywnych gazów szlachetnych – głównie Argonu-41. Argon-41 powstawał z powietrza, którym chłodzona była pusta przestrzeń między rurami ciśnieniowymi i rurami Calandrii.

We współczesnych elektrowniach CANDU ilość stref zredukowa-no do trzech. System wentylacji działa identycznie jak ten w NPD i – podobnie jak tam – personel musi przechodzić przez monitory sprawdzające brak skażeń przy przejściu ze strefy 3 do 2 lub 2 do 1, czy też na zewnątrz budynku (obszar bezstrefowy): Zone 3->2, Zone 2->1 lub do ‘unzoned area’.

Gospodarka ciężkiej wody i trytu

Jak wspomniano, pod wpływem bombardowania neutronami w ciężkiej wodzie, znacznie bardziej w moderatorze niż w chłodzi-wie, powstaje tryt (Tritium), który stanowi wewnętrzne zagrożenie radiologiczne (czyli jest groźny, gdy zostanie wchłonięty drogami oddechowymi lub drogą absorpcji przez skórę). Do ochrony przed trytem wynaleziono specjalne ubrania plastykowe zasilane po-wietrzem (Air Supplied Plastic Suits), zasilane popo-wietrzem maski i respiratory przenośne. Zagrożeniem zewnętrznym jest promienio-wanie γ, β oraz neutronowe, które (w przeciwieństwie do trytu, emi-tującego cząstki β o bardzo niskiej energii) jest w stanie napromie-niować organizm ludzki, przenikając przez odzież i skórę.

W NPD osuszacze obszarów występowania ciężkiej wody (Heavy Water Area Driers) oczyszczały powietrze z ciężkiej wody, w której znajdował się tryt (HTO). Powodowało to obniżenie stężenia trytu w powietrzu (mniejsze zagrożenie radiologiczne) oraz pozwalało odzyskiwać drogą ciężką wodę do uzdatniania. System jest stoso-wany w różnych podobnych zastosowaniach współczesnych elek-trowni CANDU.

W elektrowni NPD moderator i system chłodzenia łączył układ zaworów. W nowych elektrowniach system chłodzenia pierwotnego (Primary Heat Transport – PHT) i moderator całkowicie oddzielono od siebie.Zredukowało to stężenie trytu i dawkę z tym związaną. Chłodziwo w układzie PHT ma czystość (isotopic) 97–98%, a mo-derator >99,75% D₂O. Elektrownia 4×935 MW(e) posiada uzdat-niacz (Station Upgrader) do uzdatniania D₂O oraz instalację krio-geniczną usuwania trytu (Tritium Removal Facility). Zatwierdzone zasady eksploatacji (Operating Policies & Principles) elektrowni systemu CANDU ograniczają zawartość trytu w obiegu chłodzenia pierwotnego do 1 Ci/kg, w celu ograniczenia stężenia trytu w atmo-sferze w przypadku przecieków, co ma wpływ na dawkę personelu i emisję trytu do atmosfery i wody, które regulują bardzo surowe normy. Chociaż najwięcej trytu powstaje w moderatorze, to najwię-cej przecieków ciężkiej wody jest z wysokociśnieniowego systemu chłodzenia pierwotnego.

Wlot/wylot kanałów reaktora typu CANDU

Pracownik

w chroniącym przed trytem, wentylowanym ubraniu plastikowym

Zasilanie rezerwowe w elektrowniach CaNDu

W elektrowniach typu CANDU stosuje się cztery klasy zasila-nia: class IV – (sieć i transformator potrzeb własnych, class III – sieć i transformator potrzeb własnych, a w przypadku ich utraty – zasilanie rezerwowe z generatorów napędzanych przez turbiny spalinowe (w NPD były to silniki Diesla), class II – prąd zmienny z falowników normalnie zasilanych przez prostowniki class III, ze wsparciem buforowym baterii akumulatorów, oraz class I – prąd stały zasilany przez prostownik class III buforowo z baterią aku-mulatorów.

Systemy zabezpieczeń reaktora podłączone są do najpewniej-szych źródeł zasilania class I i class II, duże pompy chłodzenia awaryjnego zasilane są z class III itd. Przynajmniej jeden z czte-rech generatorów zasilania rezerwowego musi się załączyć w ciągu 4 minut. W elektrowni 4 × 935 MW(e) obok czterech generatorów zasilania rezerwowego (Standby Power Generators) istnieją dwa ręcznie uruchamiane generatory (Emergency Power Generators), które są kwalifikowane sejsmicznie i przewidziane do pracy po trzęsieniu ziemi.

Wszystkie elementy zasilania rezerwowego testuje się w odpo-wiednich przedziałach czasu. Dokładną, maksymalną zwłokę cza-sową, po której zasilanie rezerwowe musi być włączone po awarii zasilania podstawowego, określają warunki licencji eksploatacji reaktora (PROL).

Regulacja mocy

i specjalne systemy zabezpieczeń reaktorów CaNDu

Zasadami bezpiecznego ruchu reaktora CANDU są tzw. „3 C’s”: Control-Cool-Contain, tj. Reguluj, Chłódź i Lokalizuj (skażenia). Regulacja mocy: rozwiązania początkowe (NPD)

– kanały a, B, C – 2 out of 3 logic

Regulacja mocy reaktora w NPD odbywała się za pomocą maszy-ny analogowej, modulującej otwarcie zaworów regulacyjmaszy-nych zmie-niających poziom moderatora. Zawory regulacyjne kanałów A, B, C

przepuszczały mniej lub więcej helu pomiędzy Calandrią reaktora i zbiornikiem zrzutowym moderatora (Dump Tank), co regulowało poziom moderatora i mocy reaktora NPD.

Zawory odstawiania awaryjnego były podzielone pomiędzy trzy kanały A, B, C. Musiały się otworzyć zawory dwóch spo-śród trzech kanałów, co wyrównywało ciśnienie helu w Calandrii i w zbiorniku zrzutowym (Dump Tank), a to z kolei powodowało grawitacyjny zrzut moderatora i ustanie reakcji łańcuchowej. Tej metody awaryjnego odstawiania reaktora nie stosuje się w dużych reaktorach, ze względu na zbyt długi czas zrzutu ogromnej masy moderatora. Nadal jednak powszechnie występuje tzw.

głosowa-nie dwóch spośród trzech, czyli inaczej zasada zadziałania 2 out of 3 logic. Silnik pompy wody chłodzącej obiegu pierwotnego 9 MW (PHT Pump Motor)

Maszyny paliwowe (F/M’s) wrzucają wiązki paliwowe do basenu paliwa radioaktywnego (Irradiated Fuel Bay); po kilkunastu latach pobytu w basenie, schłodzone wiązki można już składować w stanie suchym

Elektrownia 4 × 935 MW(e) – maszynownia: na prawo bloki: 2 i 1, na lewo 3 i 4, na niebieskich paletach – wirniki generatorów

Regulacja mocy: rozwiązania zastosowane w późniejszych elektrowniach, kanały regulacyjne a, B, C

i maszyny cyfrowe DCCX, DCCY

Regulacja mocy i stabilności rozkładu strumienia neutronowego w dużych reaktorach CANDU, takich jak w elektrowni 4 × 935 MW(e), odbywa się za pomocą modulowania zaworów dopływu i odpływu pochłaniającej neutrony lekkiej wody w 14 rurach rozmieszczonych w 14 tzw. strefach płynu (Liquid Zones). Opróżnienie stref płynu z pochłaniającej neutrony lekkiej wody jest równoważne dodaniu pozytywnej reaktywności w ilości 6,3 mk (1 mk to współczynnik powielenia neutronów, odpowiadający zmianie populacji neutronów o 10-3_).

Średni poziom wody zależy od zadanego poziomu mocy reakto-ra, natomiast wahania poziomu w każdej strefie niwelują lokalne fluktuacje strumienia neutronów (neutron flux). Regulacja poziomu wody w strefach płynu jest automatyczna i zawiaduje nią program komputerowy RRS (Reactor Regulating System).

We współczesnych elektrowniach typu CANDU oddzielono ka-nały regulacyjne A, B, C od kanałów zabezpieczeń. Wprowadzono dwie maszyny cyfrowe DCCX i DCCY, w elektrowni 4 × 935 MW(e) DEC PDP-11, w CANDU-6 współczesny DCS – Distributed Con-trol System. Jeden komputer steruje ruchem bloku, a drugi jest w re-zerwie i przejmuje sterowanie, jeśli podstawowy komputer by się zawiesił. Jeśli zawiesiłyby się oba komputery, to systemy odstawia-nia awaryjnego natychmiast wyłączą reaktor.

Dwa niezależne układy odstawiania awaryjnego SDSI, SDSII (kanały D, E, F & G, H, J)

Istnieją dwa, całkowicie niezależne koncepcyjnie i fizycznie sy-stemy awaryjnego odstawiania reaktora, z których każdy ma trzy kanały. Test zabezpieczeń przeprowadza się podczas ruchu reaktora na jednym z kanałów. Gdyby w takim momencie nastąpiło zadzia-łanie czujnika na jednym z pozostałych dwóch kanałów, to reaktor zostanie odstawiony zgodnie z zasadą 2 spośród 3.

System odstawiania awaryjnego nr 1 (SDSI) w ciągu dwóch se-kund wprowadza do rdzenia reaktywność ujemną -49 mk. SDSI sta-nowią 32 pręty ze stali nierdzewnej i kadmu, które spadają dzięki sile grawitacji w obszar moderatora (a więc wchodzą w przestrzeń o ciśnieniu atmosferycznym, w przeciwieństwie do reaktorów typu PWR i BWR, gdzie pręty muszą pokonywać wysokie ciśnienie).

Pręty są uwalniane przez sprzęgło magnetyczne, jeśli zadziałają dwa spośród kanałów D, E, F. Kanały mają własne detektory strumienia neutronowego (Neutron Flux Detectors), które nie mają nic wspól-nego z detektorami systemu regulacji (kanały A, B, C) ani z ko-morami jonizacyjnymi kanałów G, H, J, które mierzą moc reaktora dla Systemu Odstawiania Awaryjnego nr 2. SDSII wprowadza do rdzenia -55 mk.

System odstawiania awaryjnego nr 2 polega na wtrysku do modera-tora (pod ciśnieniem sprężonego helu z butli) pochłaniacza neutronów (Neutron Poison), jaki stanowi roztwór gadolinu (Gadolinium). Warto dodać, że gadolin można otrzymywać z europu, co już ok. trzydzieści lat temu przeprowadzano w jednym z reaktorów w Świerku, wg paten-tu doktora chemii Andrzeja Jurewicza (wówczas pracownika IBJ).

W analizach powypadkowych uznaje się działanie tylko jedne-go systemu odstawiania awaryjnejedne-go, chociaż w praktyce działają oba. Jest to tzw. założenie konserwatywne, którego powszechne zastosowanie w systemach CANDU czyni ten typ reaktora jednym z najbezpieczniejszych na świecie. Częstotliwość testów elementów systemów odstawiania awaryjnego reaktora wynika z niezawodno-ści specjalnych systemów zabezpieczeń (> 0,999 a/a), wymaganej przez licencję PROL (Power Reactor Operating License) udzielaną przez Dozór Jądrowy CNSC.

Elektrownia 4 × 935 MW(e):

System chłodzenia awaryjnego rdzenia (Emergency Core Cooling)

Awaria utraty chłodziwa LOCA (Loss of Coolant Accident) wy-maga istnienia systemu chłodzenia awaryjnego rdzenia reaktora. W przypadku pęknięcia rury i utraty chłodziwa w kanale lub w ka-nałach należy bezzwłocznie doprowadzić lekką wodę chłodzenia awaryjnego, aby nie dopuścić do nadtopienia się wciąż gorącego paliwa.

W NPD stosowano system grawitacyjny awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora lekką wodą, której ilość gwarantowała najniżej zakończona rura w zbiorniku wody do zraszaczy powypadkowych (Dousing Tank). Zawory bezzwrotne były utrzymywane ciśnie-niem powietrza, które wypuszczano do atmosfery przy spadku ciśnienia w kolektorach reaktora do 4,5 MPa (Buffer Space Ven-ting).

We współczesnych reaktorach stosuje się ciśnieniowy wtrysk lek-kiej wody do kanałów, co zapewniają pompy o odpowiedniej ilości jednostek rezerwowych (redundancy). W elektrowni 4×935 MW(e) system awaryjnego chłodzenia rdzenia nosi nazwę ECI (Emergency Coolant Injection).

Należy zauważyć, że w wyniku podziału rdzenia na dwie pętle chłodzenia i odpowiedniego przypisania kanałów do kolektorów wlotowych i wylotowych, ilość kanałów mogących utracić chłodze-nie w wyniku LOCA jest minimalizowana. Ciepło przejmuje także otaczający rury ciśnieniowe i chłodzony w wymiennikach ciepła moderator oraz otaczająca Calandrię lekka woda w zbiorniku ekra-nowania biologicznego (Shielding Tank).

System lokalizacji skażeń (awarii)

W NPD NGS stosowano system zraszania powypadkowego (Dousing System). W przypadku pęknięcia rury systemu pierwot-nego (Loss of Coolant Accident – LOCA) w bunkrze reaktora lub w kotłowni (Reactor Vault lub Boiler Room) rozprężająca się z ok. 10 MPa ciężka woda zamieniłaby się w parę. Aby nie przekroczyć ciśnienia dopuszczalnego struktur betonowych, parę tę trzeba odpo-wiednio szybko skroplić, za pomocą wtrysku lekkiej wody.

W nowszych elektrowniach wieloblokowych zbiornik zraszaczy (Dousing Tank) jest zastosowany wewnątrz wieży próżniowej loka-lizacji skażeń (awarii) – Vacuum Building. Wieża ta wysysa powie-trze z budynków reaktorów i korytarzy wymiany paliwa. Natomiast w elektrowniach jedno lub dwublokowych z blokami CANDU-6, system zraszania powypadkowego (Dousing System) jest zbliżony do oryginalnych rozwiązań z NPD.

Obok Dousing (zraszania), częścią Containment System (układu lokalizacji awarii) był w NPD NGS Reactor Vault Containment Box-up (zamykanie klap wentylacyjnych) na dopływie i odpływie powietrza bunkra reaktora. Normalnie powietrze cyrkulowało przez chłodnice i osuszacze (Driers) wyposażone w Baylith, starsze w Si-lica Gel. Częścią Containment System (układu lokalizacji skażeń-awarii) był także Boiler Room Containment Box-up (zamykanie i napompowywanie wkładek klap wentylacyjnych) na dopływie i odpływie powietrza kotłowni. Normalnie powietrze cyrkulowało przez chłodnice i osuszacze (Coolers and Driers). Podobne awaryj-ne odcinanie zewnętrznych części układu wentylacji jest stosowaawaryj-ne w niektórych systemach współczesnych elektrowni CANDU.

Izolowane wyprowadzenie mocy generatora (Isolated Phase Bus)

Transformator sieciowy potrzeb własnych (System Service Transformer)

Wymiana paliwa

i komputeryzacja operacji

System CANDU używa uranu naturalne-go. Jest on tani, ale wymaga wymiany paliwa podczas ruchu reaktora. Ciągłe wymienianie części paliwa umożliwia długotrwałą pracę reaktora przy stałym obciążeniu, w odróż-nieniu od reaktorów typu PWR i BWR, któ-re pracują w cyklach.

Wiązki (fuel bundles) „ołówków” (pen-cils) w koszulkach z Zircaloy zawierają pastylki (pellets) UO₂ – uran naturalny. W NPD były jednak także wypalane w re-aktorze eksperymentalne wiązki zawiera-jące tor i pluton. Elektrownia NPD miała roboty do wymiany paliwa (Fuelling Ma-chines-F/M’s) o napędzie olejowym (mo-tory hydrauliczne). Nowsze elektrownie mają F/M’s o napędzie elektrycznym, ale podstawowe rozwiązania mechaniczne, ta-kie jak magazynek czy operacje ruchowe są podobne.

Elektrownia 4 × 935 MW(E) brutto (881 MW netto) – dane techniczne

Elektrownia jest podzielona organizacyjnie na 5 bloków. Bloki 1, 2, 3, 4 posiadają reaktory i turbozespoły 935 MW(e), natomiast blok 0 nie ma ani generatora ani reaktora, tylko obejmuje systemy wspólne dla wszystkich bloków. Ściśle kontrolowane parametry chłodziwa w PHT (Primary Heat Transport System) to przewodni-ctwo elektryczne, pH określone przez dodatek litu i ilość rozpusz-czonego w nim deuteru. Parametry te są stałe w czasie pracy ciągłej reaktora CANDU, w odróżnieniu od reaktorów cyklicznych, w któ-rych muszą być zmieniane w miarę upływu czasu i dostosowywa-ne do zmian reaktywności paliwa w czasie cyklu. Lit dodaje się jako wodorotlenek litu LiOD w ilości około 0,5 mg/kg, a deuter D₂ (w postaci gazowej) ok. 5 cm3_{/kg. Deuter zapobiega radiolizie}

ciężkiej wody. W obiegu wtórnym, parowo-wodnym, wskaźnik pH kontrolowany jest przez dodawanie amoniaku i hydrazyny jako czynnika redukcyjnego.

Ogólna sprawność elektrowni wynosi 31,7%, co jest bardzo dużo, zważywszy na niskie parametry pary świeżej (w kotle 264,75o_C,

5,068 MPa). Blok posiada cztery kotły/wytwornice pary produkcji Babcock and Wilcox (London, Ontario), całkowity przepływ pary wynosi 1310,4 kg/s.

Turbina (BBC) ma jeden kadłub wysokoprężny i trzy niskoprężne, a generator dwie pary biegunów. Ze względu na częstotliwość sieci kanadyjskiej 60 Hz, prędkość obrotowa turbozespołów w Darling-ton wynosi więc 1800 RPM (obr/min).

Szczegółowe rozwiązania obiegu (wtórnego) parowo-wodnego to osuszacze pary i przegrzew międzystopniowy oraz zawory zrzutowe pary do kondensatora w przypadku wyłączenia turbiny. Chodzi tutaj o utrzymanie obciążenia termicznego reaktora, aby zapobiec nad-miernej koncentracji xenonu-135, co może doprowadzić do przesto-ju (Poison Outage Prevention). Po gwałtownym zmniejszeniu mocy

reaktora, powstający w paliwie Xe-135 przestaje być wypalany i po-chłania neutrony, co może wstrzymać reakcję łańcuchową. Po od-stawieniu reaktora Xe-135 musi ulec rozpadowi promieniotwórcze-mu, w wyniku czego przestaje pochłaniać neutrony i możliwa jest ponownie reakcja łańcuchowa, co zajmuje ok. 40 godzin (Poison Outage). Potrzeby własne bloku wynoszą 54 MW, a projektowana moc netto wynosi 881 MW(e).

Transformatory blokowe to trzy jednostki jednofazowe 21,45/525 kV. Transformator blokowy (Unit Service Transformer) jest trójfa-zowy, trójuzwojeniowy 22/13,8/13,8 kV. Transformator sieciowy potrzeb własnych (System Service Transformer) jest trójfazowy, trójuzwojeniowy 500/13,8/13,8 kV.

Szkolenie nastawniczych i inżynierów dyżurnych ruchu – autoryzacja, symulator

Każdy nowy pracownik kanadyjskiej elektrowni atomowej musi przejść odpowiednie szkolenie. Kiedy autor artykułu zaczynał w 1982 roku pracę w Ontario Hydro Nuclear Generation Division, szkolenie początkowe trwało aż sześć miesięcy. Obejmowało ono przedmioty teoretyczne i praktyczne, takie jak teoria reakcji jądro-wych (w reaktorze), urządzenia mechaniczne, systemy elektryczne, różne systemy w elektrowniach CANDU i ochrona radiologiczna (Nuclear Theory, Mechanical Equipment, Electrical Systems, CAN-DU Station Systems, Radiation Protection Training). Ćwiczone było praktyczne posługiwanie się sprzętem, m.in. ochrony radiologicz-nej.

Po rozpoczęciu pracy w elektrowni należało odbyć kilkumiesięcz-ny trening zmianowy i opanować oraz zaliczyć kursy znajomości systemów elektrowni na poziomie 4 i 3. Natomiast bardziej zaawan-sowane poziomy: 2 i 1 odbywali ci inżynierowie (lub fizycy czy ma-tematycy) i obchodowi bloku (operatorzy), którzy przygotowywali się do egzaminów autoryzacyjnych AECB (obecnie CNSC).

Pierwsze dwa egzaminy ogólne to były „AECB Conventional Sy-stems’ Examination” oraz „AECB Nuclear SySy-stems’ Examination”. Zdanie takich egzaminów wiązało się z awansem służbowym i skie-rowaniem na zaawansowany trening zmianowy, po którym należało zdać egzaminy szczegółowe „AECB Specific Examinations” (inne dla każdej elektrowni). Po ich zdaniu następował tzw. ko-pilotaż, czyli prowadzenie ruchu bloku pod nadzorem licencjonowanego nastawniczego (First Operator) lub kierowanie zmianą pod okiem licencjonowanego inżyniera dyżurnego ruchu (Nuclear Shift Super-visor).

W przypadku przeniesienia, np. z NPD do elektrowni wielobloko-wych, nastawniczy lub inżynier dyżurny ruchu miał zaliczone dwa egzaminy ogólne, ale musiał zdać egzaminy szczegółowe wyma-gane w nowej elektrowni. Całe szkolenie zajmowało kilka lat, przy czym bardzo zdolne osoby potrafiły zdobyć licencję już po trzech latach od przyjęcia do pracy.

Powyżej opisano system szkolenia w NPD NGS sprzed dwudzie-stu sześciu lat, ale jest on wciąż podobny. Różnicę w przypadku nowoczesnych elektrowni stanowi bardzo duża ilość zajęć na sy-mulatorze. W centrum szkolenia znajduje się symulator nastawni blokowej D-2 z oprogramowaniem umożliwiającym najróżniejsze scenariusze szkolenia, takie jak rozruch reaktora, planowe odstawia-nie bloku, a także szereg przypadków postępowania awaryjnego.

Z reguły pracownicy po wyższych studiach szkolą się na inży-nierów dyżurnych ruchu, a na nastawniczych obchodowi bloku (operatorzy), mający wykształcenie średnie lub półwyższe. Od tej reguły jest jednak wiele wyjątków i szereg licencjonowanych na-stawniczych ma wyższe wykształcenie. Zdarzają się też przypadki przekwalifikowania z licencjonowanych nastawniczych na inżynie-rów dyżurnych ruchu.

System szkolenia nastawniczych i inżynierów dyżurnych ruchu jest w Kanadzie doskonale opracowany. W przypadku szkolenia personelu zagranicznego (np. Rumunów) oferowano także inne pro-gramy szkoleniowe dla rumuńskiego personelu dydaktycznego, co dało im możliwość szybszego przeniesienia całego szkolenia

per-sonelu do ich własnego kraju. Na podstawie doświadczeń zakłada się, że całkowite przeszkolenie personelu potrzebnego do rozruchu elektrowni jest możliwe w ciągu 4 do 5 lat, biorąc pod uwagę tre-ning w Kanadzie i w kraju docelowym.

Wnioski

Współczynnik wykorzystania mocy maksymalnej (Capacity Fac-tor) Bloku 2 w Darlington w 2006 roku wyniósł 98,4%. W momen-cie odstawienia tego bloku do przestoju remontowego (raz na trzy lata) we wrześniu 2007 roku, Darlington Blok 2 osiągnął najlepszy współczynnik NPI (Nuclear Performance Index) na świecie (1 miej-sce ex aequo z czterema innymi reaktorami). Elektrownia Darling-ton otrzymała w 2007 roku doskonałą opinię WANO (World Asso-ciation of Nuclear Operators), połączoną z rangą INPO-2 (Institute of Nuclear Power Operations rating) i przewiduje się, że w niedale-kiej przyszłości uzyska najwyższą rangę – INPO-1.

Elektrownia jądrowa 4 × 935 MW(e) została oddana do użytku w latach 1988-1992. Kosztowała znacznie więcej niż przewidy-wał kosztorys, co było wynikiem posunięć politycznych. Budowę rozpoczęto, ale potem wstrzymano, następnie wznowiono i znów wstrzymano.

Po 15 latach pracy reaktory w Darlington plasują się w światowej czołówce 25 najlepszych reaktorów. Należy dodać, że bloki CANDU-6 (700 MW class), budowane poza granicami Kanady w ciągu ostatnich 10 lat, zostały oddane do użytku w terminie i wg kosztorysu, a nawet przed terminem i poniżej wyceny kosztorysowej. Bloki CANDU-6 w Wolsong, South Korea, plasują się w ścisłej czołówce najlepszych reaktorów świata. Jeżeli chodzi o długowieczność, to blok CANDU-6 w Embalse (Argentyna) przepracował 24 lata bez wymiany rur ciśnie-niowych i odpływów. Embalse szykuje się obecnie do wymiany rur ciśnieniowych, co przedłuży okres eksploatacji o kolejne 25 lat.

System CANDU pracuje od 45 lat i jest bardzo dobrze opracowa-ny i przewidywalopracowa-ny. Wiedza szczegółowa wynikajaca z doświad-czeń eksploatacyjnych pomaga w uniknięciu błędów i umożliwia pomyślne wdrożenie inwestycji.

Ćwiczenia prowadzenia bloku

na symulatorze w centrum szkoleniowym

W artykule wykorzystano zdjęcia pocho-dzące z kolekcji prywatnej i archiwum el. DNGS – 4× 935 MW(e), dane pochodzące z dokumentacji tej elektrowni oraz informa-cje zawarte na stronach: www.nuclearfaq. ca (autor: dr Jeremy Whitlock).