Żarnowiec II mógłby zawierad dwa reaktory CANDU po 740 MW każdy Dariusz Witold Kulczyński, P. Eng.
Czy program jądrowy nad Wisłą rozwija sie pomyslnie? Ogloszono juz pierwszy poslizg harmonogramu; pierwszy blok jadrowy ma wejsc do polskiej sieci w 2022 roku, nie w 2020 jak planowano jeszcze rok temu. To, ze nagle teraz “odkryto”, ze w Zarnowcu nie wystarczy wody na pierwsza, projektowana Elektrownie 3000 MW bardzo zastanawia. Elektrownia w Zarnowcu budowana w latach osiemdziesiatych miala miec moc 1760 MWe brutto (4 x 440 MW). Na tyle megawatow projektowane byly zasoby wodne do chlodzenia skraplacza (nie reaktora). Oczywiscie cieplo z reaktora odbierane jest przez turbine wiec chlodzac skraplacz turbiny, chlodzimy takze reactor. Kiedy elektrownia nie pracuje i reactor jest odstawiony (wylaczony) trzeba go nadal chlodzic, ale ilosc ciepla odprowadzanego jest niewspolmiernie mniejsza niz w czasie ruchu. Kiedy energetyka byla w Polsce rozwijana w sposob centralny, wszyscy wiedzieli, ze podstawowa sprawa przy lokalizacji sa zasoby wodne do chlodzenia skraplaczy. Ze wzgledow ekologicznych, zrzutowa woda obiegowa nie moze byc nazbyt ciepla. Dlatego, kiedy w Kozienicach do blokow 200 MW dodano dwie piecsetki, wode zrzutowa ze skraplaczy (kondensatorow) schladzano w chlodniach wentylatorowych przed odprowadzeniem jej do Wisly. Powyzsze uwagi sa sluszne oczywiscie takze dla elektrowni jadrowej.
Firmy energetyczne takie jak PGE juz wiedza, ze francuski EPR (1600 MW) moze byc za duzy dla polskiego systemu energetycznego; ze wzgledu na rownowage sieci (stabilnosc) preferuje sie jednostki nie przekraczajace 5% calkowitej mocy system energetycznego w szczycie. To oczywiscie bardzo ogolne stwierdzenie, poddane wielu dodatkowym kwalifikacjom. Tym nie mniej, blok jadrowy rzedu 700 MW bylby dla Polski niezlym pomyslem.
Stawianie pierwszej elektrowni jako wieloblokowej o mocy 3000 MW moze napotkac na problemy techniczne, glownie zwiazane z chlodzeniem skraplaczy. Chlodnie kominowe sa oczywiscie pewnym rozwiazaniem chociaz chlodzenie obiegowe z rzeki czy duzego jeziora jest zawsze lepsze termodynamicznie. Postawienie w kilku lokalizacjach po dwa bloki, powiedzmy 700 MW daloby kilka elektrowni atomowych po 1400 MW kazda. Byloby je latwiej obslugiwac (wlacznie z zapotrzebowaniem wody na chlodzenie skraplaczy), a doswiadczenie udowodnilo, ze budowanie np. czteroblokowych elektrowni jadrowych pod jednym dachem nie daje zamierzonych oszczednosci. Kanada ma dobry model eksportowy, CANDU-6 (CANDU=Canada-Deuterium-Uranium - PHWR cisnieniowy reactor ciezkowodny). Dwa takie bloki pracuja w Rumunii, beda budowane kolejne dwa. Pracuja z bardzo dobrymi osiagami (wysokim wspolczynnikiem wykorzystania mocy zainstalowanej), bo czesc paliwa zmienia sie codziennie, bez przestojow w ruchu reaktora. Podczas normalnego ruchu zapewnia to zasadniczo stala reaktywnosc rdzenia przez caly okres pracy reaktora pomiedzy postojami planowymi, inaczej niz w reaktorach lekkowodnych np. PWR. Paliwem w reaktorach CANDU jest tani uran naturalny, nie drogi wzbogacony, a ponadto reaktory CANDU moga dopalac
wypalone paliwo z lekkowodnych reaktorow cisnieniowych. Moga tez pracowac na torze. Model ulepszony EC-6 (Enhanced CANDU-6) 740 MWe (700 MW netto) jest oparty na CANDU-6 w Qinshan, Chiny (ewolucja dobrej konstrukcji). Jest on zaliczany do reaktorow III generacji ze wzgledu na obecnosc czesciowo pasywnych systemow zabezpieczen reaktora oraz bardzo niskiego prawdopodobienstwa powaznego uszkodzenia rdzenia. Polska jednak (tj. Ministerstwo Gospodarki) jest nad wyraz chlodna wobec opcji kanadyjskich reaktorow ciezkowodnych.
Reaktory EPR (Areva) czy AP1000 (Westinghouse) sa klasyfikowane jako Generation III+, ale warto zauwazyc, ze maja one uklady zabezpieczen reaktora tak pasywne jak i aktywne. Kompletnego “reaktora-samograja” nie ma i nie bedzie w przeciwienstwie do tego co oswiadczaja niektore osoby w Polsce zakochane w lekkowodnych reaktorach cisnieniowych PWR.
14 kwietnia, 2010 mial sie dokonac przelom we wspolpracy polsko-kanadyjskiej w dziedzinie energetyki jadrowej. Premier Donald Tusk I Min. Hanna Trojanowska mieli zwiedzic el. Atomowa CANDU (Darlington 4 x 920 MWe brutto). Autor tego artykulu (pracownik Darlington) mial nastepnie wyglosic krotka prelekcje dla pani Minister na spotkaniu z Polonijna Izba Handlowa w Konsulacie RP w Toronto. Ze wzgledu na tragedie smolenska wszystko zostalo odwolane.
W polowie wrzesnia Pani Minister bedzie w Kanadzie na konferencji, ale z Polakami pracujacymi w energetyce jadrowej w Kanadzie nie planuje sie niestety spotkac. Szkoda. Nikt nie neguje, ze Polacy w kraju znaja dobrze angielski (i inne jezyki), ale to na prawde nie zastapi kilkudziesieciu lat, ktore wielu z nas spedzilo w ekploatacji, projektowaniu, licencjonowaniu, remontach kapitalnych i szkoleniu w kanadyjskich elektrowniach jadrowych. “Information is power” i niestety nikt, kto nie pracowal przez lata w elektrowni atomowej nie potrafi zrozumiec ile jest warte osobiste doswiadczenie w odniesieniu do niezwykle zlozonego przemyslu jadrowego.
Tym nie mniej. rozważając budowę elektrowni jądrowej w Polsce warto zastanowid się jakie zalety posiada model eksportowy reaktora CANDU-6. Jego najnowsza wersja EC-6 jest zaliczana do Generacji III reaktorów jądrowych i oferuje swoim użytkownikom następujące korzyści:
1) Sprawdzona od 48 lat technologia jest bezpieczna, przewidywalna i sprawdzona w wielu sytuacjach (chociaż należy pamiętad, że nie ma technologii idealnych).
2) Tanie paliwo – uran naturalny, a nie drogi uran wzbogacony, co daje wysoki stopieo niezależności energetycznej (Kanada jest jednym z trzech największych producentów uranu na świecie poza Australią i Kazachstanem). Istnieje możliwośd dywersyfikacji zakupów uranu kopalnego (ok. 18 krajów produkuje uran) i uniezależnienia się od producentów uranu wzbogaconego (głównie: Rosja, USA i Francja).
3) Każdy kraj – użytkownik reaktora CANDU produkuje własne paliwo (proste, nieduże wiązki paliwowe, ułatwiające transport i składowanie przed i po wypaleniu).
4) Koszty produkcji energii elektrycznej obniżone są w tych reaktorach poprzez osiąganie bardzo wysokich współczynników wykorzystania mocy zainstalowanej.
5) Eksploatacja bloku CANDU jest w pełni skomputeryzowana (obsługa i doskonalenie oprogramowania może stanowid pole do popisu dla doskonałych polskich informatyków).
6) Blok CANDU może pracowad przez kilka lat bez przerwy, zapewnia to wymiana paliwa bez wyłączania reaktora poprzez utrzymywanie stałej reaktywności.
7) Reaktor CANDU posiada wysoce niezawodne systemy zabezpieczeo, w tym dwa całkowicie niezależne systemy wyłączania awaryjnego: rzut prętów bezpieczeostwa i wstrzyknięcie substancji pochłaniającej neutrony (gadolinu) do moderatora.
8) Systemy zabezpieczeo mogą byd testowane w czasie pracy reaktora, co w połączeniu z ciągłą wymianą paliwa umożliwia długie okresy pracy bloku z planowymi przestojami co dwa, a nawet co trzy lata.
9) Przewidywany czas eksploatacji reaktora CANDU-6 to dwa okresy po 25 lat, z jedną wymianą rur ciśnieniowych (przykład EJ Embalse w Argentynie). Postęp w metalurgii i rozwiązaniach konstrukcyjnych stwarza dla nowej wersji EC-6 możliwośd dwoch okresow pracy po 30 lat.
10) Dotychczasowe doświadczenia z budową „pod klucz” i rozruchem wskazują że trwa to krócej niż 5 lat (przykłady: 5 bloków zbudowanych w ciągu ostatniego dziesięciolecia). Terminowy rozruch jest niezmiernie ważny dla kosztów inwestycji czyli ceny energii elektrycznej. Dla przykładu budowa reaktora EPR w Finlandii jest już 3 lata opóźniona. Inwestycję zaczętą w 2003 roku planowano zakooczyd w 2007 r., a w marcu 2010 r. wyznaczono kolejną datę jej zakooczenia na drugą połowę 2012 r., przy czym dotychczasowe koszty opóźnieo (do polowy 2010 roku) szacowane są na ponad 2,3 mld EUR.
11) Znaczny udział dostaw urządzeo z kraju budowy (tzw. lokalizacja dostaw CANDU) pozwala, by kolejne bloki mogły wykorzystywad do 70% urządzeo i usług z rynków lokalnych (przykład Korei Południowej).
12) Doskonale opracowany system szkolenia personelu licencjonowanego przez dozór jądrowy, tj. operatorów bloku i inżynierów dyżurnych ruchu. Możliwe jest szkolenie kadr w Kanadzie i w Polsce z pomocą kanadyjską. Reaktor CANDU ma dokumentację i materiały szkoleniowe przygotowane w języku angielskim przez osoby posługujące się na co dzieo tym językiem. To wielka różnica w porównaniu z sytuacją kiedy np. Francuz szkoli Polaka w języku angielskim, który dla obu z nich jest językiem obcym.
13) Przeszkolenie całego personelu potrzebnego do rozruchu elektrowni może byd zrealizowane w ciągu czterech i pół roku (najpierw w Kanadzie, potem w kraju docelowym).
14) Pełny transfer technologii: klient otrzymuje narzędzia analizy, niezbędną wiedzę, oprogramowanie i system szkolenia, włącznie z kompletną makietą sterowni i symulatorem komputerowym bloku.
15) Wymiana doświadczeo technicznych i eksploatacyjnych między elektrowniami z reaktorami CANDU na całym świecie w ramach Grupy Właścicieli Reaktorów CANDU (Candu Owners’ Group). 16) Możliwośd skorzystania z doświadczeo wielu (przynajmniej 100) Polaków pracujących w kanadyjskim przemyśle atomowym oraz w instytucjach związanych z bezpieczeostwem jądrowym, jak np. w Kanadyjskiej Komisji Bezpieczeostwa Jądrowego.
17) Budując szybko kilka bloków EC-6, Polska odnotowałaby dodatkowy zysk wskutek zmniejszenia opłat na rzecz Unii Europejskiej za emisję CO2.
18) W sytuacji braku uranu lub gdyby cena jego znacząco wzrosła, reaktor CANDU może stosowad jako paliwo także tor − jeszcze bardziej powszechnie występujący niż uran. Cykl torowy jest nieco bardziej skomplikowany niż uranowy, ale taka alternatywa istnieje w przeciwieostwie do reaktorów lekkowodnych wykorzystujących uran wzbogacony.
19) Istnieje możliwośd „dopalania” w reaktorach CANDU zużytego paliwa z reaktorów lekkowodnych bez żadnej przeróbki chemicznej a formując elementy paliwowe pasujące do reaktora CANDU. Oznacza to, że nie ma przeciwwskazao dla wybudowania bloków CANDU, a następnie bloków PWR gdyż mogą się one uzupełniad.
Zarzuty stawiane reaktorom CANDU
Czasami słyszy sie o zarzutach stawianych reaktorom typu CANDU takich jak dodatni próżniowy współczynnik reaktywności i uwolnienia (emisja) trytu.
Faktem jest, że ciężkowodne reaktory CANDU posiadają dodatni próżniowy współczynnik reaktywności, który maleje o połowę w ciągu pierwszych 500 dni pracy nowego reaktora od momentu załadowania świeżego paliwa, tj. gdy w rdzeniu oprócz rozszczepialnego uranu-235 pojawia się pluton powstający z uranu-238. Warto dodad, że ten dodatni próżniowy współczynnik reaktywności sam w sobie nie czyni reaktora niebezpiecznym, na co starają się bez przerwy wskazywad Rosjanie, jak tylko Ukraina rozważa budowę reaktorów na uran naturalny, aby uniezależnid się od Rosji. Wtedy też ukazują się artykuły w rosyjskiej prasie porównujące reaktory CANDU z reaktorami RBMK takimi jak w EJ Czarnobyl, co jest ogromnym nadużyciem i nie ma uzasadnienia. Reaktory RBMK nie sa scisle rzecz biorac reaktorami cisnieniowo-wodnym (maja separatory pary, zamiast kotlow-steam generators) czyli cykl chlodzenia reaktora i cykl parowy nie sa kompletnie oddzielnymi systemami jak w PWR i w PHWR (czyli w CANDU). Dodatni próżniowy współczynnik reaktywności w reaktorach CANDU jest kompensowany przez odpowiednią konstrukcję i sposób eksploatacji tych reaktorów (postępowanie przy rozruchu i wyłączaniu reaktora) i spełnia bardzo surowe wymagania Kanadyjskiej Komisji Bezpieczeostwa Jądrowego (Canadian Nuclear Safety Commission).
W reaktorze CANDU na skutek pochłaniania neutronu przez jądra deuteru (składnik ciężkiej wody) w chlodziwie i w moderatorze powstaje tryt. Stanowi on dodatkowe zagrożenie radiologiczne, które nie występuje w reaktorach lekko-wodnych. Tryt emituje bardzo słabe energetycznie cząstki beta. Zanieczyszczona trytem ciezka woda stanowi zagrożenie radiologiczne gdy trafi do zoladka lub drog oddechowych lub ma kontakt ze skórą. Zabezpieczeniem przed wydostawaniem się trytu jest szczelnośd systemów, odpowiednia wentylacja, osuszacze powietrza oraz stosowanie sprzętu ochronnego (maski i ubrania plastikowe zasilane powietrzem pod cisnieniem). We współczesnych elektrowniach z reaktorami CANDU emisja trytu jest bardzo niska, a istniejące instalacje wymiany katalitycznej i destylacji kriogenicznej usuwają tryt z ciężko-wodnego moderatora i chłodziwa. Usunięty tryt zostaje związany z tytanem i może byd sprzedawany na rynku izotopów paostwom, które podpisały układ o Nierozprzestrzenianiu Broni Jądrowej (NPT). EJ Darlington posiada największą na świecie instalację usuwania trytu (autor pracuje w tej dziedzinie już ponad 20 lat).
Warto jeszcze zwrócid uwagę na systemy zabezpieczeo stosowane w reaktorach CANDU. W reaktorach tych systemy awaryjnego wyłączania (odstawiania) reaktora są całkowicie niezależne od systemów sterowania mocą. Nie ma wspólnych elementów pomiarowych ani wykonawczych. Współczesne reaktory kanadyjskie, takie jak wersja eksportowa CANDU-6 (klasy 700 MW), posiadają następujące specjalne systemy zabezpieczeo (Special Safety Systems):
1. System Awaryjnego Wyłączania Reaktora nr 1 (Shutdown System I) 2. System Awaryjnego Wyłączania Reaktora nr 2 (Shutdown System II) 3. System Awaryjnego Chłodzenia Rdzenia (Emergency Core Cooling) oraz 4. System Lokalizacji Skażeo (Awarii) (Containment System).
Nie wszystkie konstrukcje reaktorów zapewniają taką niezależnośd systemów sterowania (regulacji mocy) i wyłączania (odstawiania). W 2009 roku zagadnienie dostatecznego odseparowania tych systemów w reaktorze EPR wzbudziło duże kontrowersje, między innymi w Finlandii (Olkiluoto-3) i w Wielkiej Brytanii. Brytyjski Urząd Dozoru Jądrowego (Nuclear Installations Inspectorate) stwierdził istnienie wspólnych elementów układu sterowania i wyłączania w reaktorze EPR i wyraził życzenie otrzymania dodatkowych wyjaśnieo ze strony producenta.
Wielopoziomowe bezpieczeostwo eksploatacji zapewnia budowa reaktorów CANDU oraz systemy zabezpieczeo o wysokiej niezawodności. Bezpieczenstwo jadrowe reaktorow CANDU jest analizowane ilościowo według modeli deterministycznych i probabilistycznych w odpowiednich symulacjach komputerowych. Utrzymywanie wskaźnika niezadziałania specjalnych systemów zabezpieczeo (w przypadku EJ Darlington) poniżej 10-3 [a/a] zgodnie z zatwierdzonym raportem bezpieczeostwa (Safety Report) jest warunkiem koniecznym otrzymania licencji na eksploatację reaktora (Power Reactor Operating License) wydawanej co pięd lat przez urząd federalny jakim jest Kanadyjska Komisja Bezpieczeostwa Jądrowego (Canadian Nuclear Safety Commission), a poprzednio przez Radę Nadzoru Energii Jądrowej (Atomic Energy Control Board). Komisja ta wydaje także licencję operatorom bloku jądrowego (Authorized Nuclear Operators) i dyżurnym ruchu (Nuclear Shift Supervisors) po zdaniu szeregu egzaminów. Doskonale opracowane szkolenie tych pracowników wykorzystuje symulatory komputerowe i trwa od 3 do 4 lat.
Podsumowanie
Technologii jądrowych jest wiele i polskie firmy energetyczne nie muszą wcale ograniczad się do jednej z nich. Im więcej technologii zostanie wziętych pod uwagę przy wyborze tej optymalnej dla warunków w Polsce tym lepiej. Wyboru pierwszej technologii jądrowej inwestor i operator muszą dokonad na podstawie szczegółowej analizy. Najlepiej w formie ankiety gdzie różnym aspektom przypisuje się odpowiednią wagę, a następnie sumuje punkty. Doskonałośd rozwiązao technicznych jest ważnym, ale nie wyłącznym kryterium dokonania wyboru. Takie zagadnienia jak czas budowy, terminowośd rozruchu, szkolenie personelu, doświadczenia eksploatacyjne (konstrukcja sprawdzona we wcześniejszej eksploatacji) i dostęp do paliwa oraz jego cena są równie ważne jak jakośd konstrukcji.
Trzeba zdawad sobie sprawę z tego, że idealny reaktor nie istnieje. Reaktory ciężkowodne maja swoje zalety i wady, podobnie jak reaktory lekkowodne. W tych pierwszych występuje wspomniany dodatni próżniowy współczynnik reaktywności i powstaje tryt, ale w przeciwienstwie do reaktorow lekkowodnych (gdzie uklad chlodzenia i moderator to ten sam uklad) kontrola chemiczna chłodziwa nie wymaga ciaglej zmiany stezenia odczynnikow chemicznych i nie dodaje sie tam w ogole boru czy innego pochlaniacza neutronow.Wyłączanie reaktora następuje przez zrzut prętów bezpieczeostwa i wtrysk gadolinu w warunkach niskiego ciśnienia.
W lekkowodnych reaktorach ciśnieniowych PWR reaktywnosc rdzenia zmniejsza sie caly czas podczas trwania wielomiesiecznej kampanii paliwowej co wymaga dodawania roznej ilosci boru do chlodziwa. Sterowanie mocą wymaga ciągłej zmiany zawartości boru w chłodziwie. Kontakt chemikaliow z elementami paliwowymi moze powodowac zaburzenia ksztaltu strumienia neutronowego przy wyzszym wzbogaceniu paliwa. Wyłączanie awaryjne PWR wymaga pokonywania wysokiego ciśnienia (wprowadzanie prętów bezpieczeostwa i wtrysk boru), a poza tym nie ma tez pełnej separacji układu sterowania mocą i układów wyłączania awaryjnego.
Aby Polska miała szanse wejścia do Klubu Atomowego w ciągu najbliższego dziesięciolecia potrzebny jest szereg szybkich decyzji. Przede wszystkim reorganizacja i rozbudowa urzędów odpowiedzialnych za przemysł atomowy i zapewniających dozór jądrowy. Rozmowa o bezpieczeostwie jądrowym nie może byd prowadzona w oparciu o artykuły prasowe odzwierciedlające często „PR” konkurujących ze sobą dostawców reaktorów. Polska nie może się oglądad na decyzje innych urzędów dozoru jądrowego w Europie tylko musi mied swoich własnych specjalistów.
O autorze
mgr inż. Dariusz Witold Kulczyoski posiada stopieo licencjonowanego inżyniera (Professional Engineer) w Kanadzie, gdzie zatrudniony jest w Elektrowni Jądrowej Darlington należącej do Ontario Power Generation Inc. (OPG). Autor artykułu przez 6 lat pracował w Elektrowni Jądrowej w Rolphton, przez kolejne 22 lata w EJ Darlington, a przez rok w dziale szkolenia. Do Polski przyjeżdża prywatnie i nie reprezentuje tu OPG. Podziękowania za uzupełnienia artykułu należą się dr inz. Emilowi Brosiowi (OPG), dr hab. Jerzemu Sawickiemu (Interatomics) i dr Stefanowi Doerfferowi (AECL) oraz dr inż. Andrzejowi Mikulskiemu (PAA).
Literatura:
[1+ D.W. Kulczynski: Kanadyjska energetyka jądrowa, Wiadomości Elektrotechniczne, Rok LXXVI, 2008 nr 3
*2+ D.W. Kulczynski: Ewolucja reaktorów CANDU w kontekście dyskusji o polskiej energetyce jądrowej, Wiadomości Elektrotechniczne, Rok LXXVII, 2009 nr 2
[3] Nuclear Engineering International, June, 2010 “Poland retyurns to Nuclear Power” by D.W. Kulczynski.
[4] D.W. Kulczynski: Kanadyjskie reaktory ciezkowodne typu CANDU; Postepy Techniki Jadrowej; PTJ VOL.53 Z.1 2010
[From June 2010 edition of Nuclear Engineering International; article: “Poland returns to nuclear power” by D.W. Kulczyoski+
On 13 January 2009, the Polish Government approved a directive on implementation of the nuclear programme in Poland to be led by PGE (Polska Grupa Energetyczna) with various foreign investors. PGE employs over 40,000 people to produce some 54 TWh of electricity annually, 40% of the country’s output. Its installed capacity is more than 12,000 MW. PGE is among the largest companies in central and eastern Europe. PGE is still state-owned but has been issuing and selling minority shares on the Warsaw Stock Exchange. In July 2009, Hanna Trojanowska, the Commissioner for Nuclear Power, revealed that Zarnowiec had the best chance to be the site of Poland’s first nuclear power plant. In March 2010, it was announced that Zarnowiec II would be built at a cost of EUR10 billion by approximately 2020. The project will be handled by an international consortium established by PGE. AREVA/EDF,General Electric and Westinghouse have expressed interest in supplying their PWR technology to Poland. In academic circlesthere is also some interest in Canada’s natural uranium-fuelled PHWR (CANDU) technology due to the flexibility of its fuel cycle (including UO2, thorium and spent PWR fuel). When Poland converts its state atomic agency (Paostwowa Agencja Atomistyki) to a fully-fledged nuclear power regulator, investors and operators will be able to seek authorization to build new power plants in accordance with Directive 2003/54/EC of the European Parliament and the European Council (chapter 6). The authorization process, rather than request for tenders, is the preferred way to introduce new generators in the EU. This could make it possible for multiple nuclear technologies to be implemented in Poland. Waldemar Pawlak, deputy prime minister and economy minister, declared that there was room for two leading nuclear technologies. He mentioned considerable incidence of PIMBY (Please in My Backyard) amongst Polish municipalities. The population of Poland is no longer naïve like it was back in 1989. Poles now realize that economic growth is essential for their well-being, and the construction of nuclear facilities offers prospects of employment. Short of any significant nuclear accidents abroad, the greatest barrier to development of nuclear power is its economics. Everything depends on how well the first nuclear power plant project goes. If it mirrors the fiasco of Olkiluoto 3 in Finland [until June 2010 cost overruns of 2,3 mld EURO – przypis autora], the anti-nuclear forces in Poland may once again prevail. Dariusz Witold Kulczyoski, P. Eng, rentedpost@hotmail.com, graduated from the electrical department (power) of Poland’s Warsaw University of Technology in 1977. Since 1982 he has been working in various technical sections of nuclear generating stations in Canada.
The author of this article delivered a number of lectures on Nuclear Power, notably to PhD candidates at the Prof. Jan Pluta’s Department of Physics (Warsaw University of Technology). There is a lot of interest in nuclear power generation in Poland.
