RBMK

 

Osoba: dr inż. Stefan S. Doerffer Stanowisko pracy: Licensing Implementation Manager Miejsce: Licensing and Safety Assurance, Reactor Development Business Unit, Atomic Energy of Canada Limited STRESZCZENIE: "Z przyjemnością przyjąłem zaproszenie inicjatorów i twórców tej strony internetowej do podzielenia się z Państwem moimi wrażeniami i doświadczeniem z około 25-letniej pracy w przemyśle jądrowym. Mam nadzieję, że ten wgląd „do środka” tego przemysłu, którego fragment zamierzam poniżej opisać, może komuś z Państwa pomóc w podjęciu decyzji co do kariery zawodowej, która w Polsce zaczyna się realnie otwierać. Zapraszam zatem na krótką wędrówkę po mojej ścieżce życiowej."

Praca w przemyśle jądrowym

Moja przygoda z tym przemysłem rozpoczęła się jeszcze w Polsce w początkach lat 80-tych, kiedy po uzyskaniu stopnia doktora (pracując wówczas w Stoczni im. Komuny Paryskiej Gdyni) zaoferowano mi pracę w Instytucie Maszyn Przepływowych PAN w Gdańsku. Wówczas budowano pierwszą w Polsce elektrownię jądrową w Żarnowcu (nieopodal Gdańska) i moja praca naukowa w Instytucie zaczęła się koncentrować na zjawiskach cieplno-przepływowych w rdzeniu reaktora PWR. Taki właśnie typ reaktorów zamierzano zainstalować w Żarnowcu - zapewnienie bowiem odpowiedniego chłodzenia rdzenia reaktora w każdych warunkach (normalnej pracy czy w warunkach awaryjnych) ma pierwszorzędne znaczenie dla bezpieczeństwa reaktora, personelu czy środowiska. Jest to bardzo ważne i tym zagadnienion nadal poświęca się wiele uwagi.

Dodatkowym moim zajęciem w tej dziedzinie było przygotowywanie materiałów szkoleniowych na specjalistyczne kursy planowane na Politechnice Gdańskiej dla przyszłego personelu Elektrowni Jądrowej Żarnowiec.

Dalsze zagłębianie się w zagadnienia technologii jądrowej miało miejsce na Strathclyde University w Glasgow, w Szkocji, University of Manchester w Anglii i University of Ottawa w Kanadzie, gdzie moja praca miała charakter naukowo-badawczy.

I tak moja ścieżka zawiodła mnie do Chalk River Nuclear Laboratories (CRNL) (200 km na zachód od Ottawy, stolicy Kanady), należących do Atomic Energy of Canada Limited (AECL), gdzie dane mi było spędzić 10 lat życia (Rys. 1). Tamże wymyślono unikalną konstrukcję reaktorów kanadyjskich CANDU i dokonano wszelkich niezbędnych badań, by takie reaktory można było zbudować. Poznawszy tę historię, jestem ciągle pod jej wrażeniem i mam wielkie uznanie dla twórców tych reaktorów.

Rys. 1. Chalk River Nuclear Laboratories nad rzeką Ottawa

Dekada pracy w CRNL była wspaniałą przygodą naukowo-badawczą, głównie skoncentrowaną nad tzw. kryzysami wrzenia (ang. Critical Heat Flux (CHF)). Badałem warunki, przy których dochodziło do raptownego pogorszenia się chłodzenia w kanałach paliwowych reaktorów CANDU (czyli dochodziło do CHF). Określenie bowiem tych warunków pozwala określić margines bezpiecznej pracy reaktora, co jest niezbędne, by uzyskać licencję na jego eksploatację.

W paru słowach pragnę przybliżyć moje obowiązki w CRNL, które zmieniały się w czasie. Choć w zasadzie przez całą dekadę prowadziłem badania eksperymentalne, to do tego dochodziły dodatkowe funkcje kierownicze. Byłem odpowiedzialny za programy badawcze AECL w dziedzinie termohydrauliki kanałów paliwowych, zarówno tych eksperymentalnych jak i analitycznych, czy komputerowych kodów obliczeniowych. Brałem też udział w pracach na rzecz CANDU Owners Group (COG). COG jest światową organizacją użytkowników reaktorów CANDU i CRNL przeprowadzało badania zlecone przez COG.

Jak wygladała moja praca badawcza? Zacznijmy od badanych zjawisk. Otóż zjawiska jakie mają miejsce w czasie przepływu chłodziwa przez kanał paliwowy i wymiany ciepła między paliwem a chłodziwem są bardzo złożone. W czasie normalnych warunków pracy zwykle chłodziwo (ciężka woda w klasycznym CANDU) płynie jako ciecz, lecz w warunkach awaryjnych pojawić się może druga faza czyli para (pojawia się przepływ dwufazowy, który może przybierać różne, skomplikowane struktury). Wówczas bardzo trudno jest analitycznie zamodelować i dokładnie obliczyć wszystkie parametry kodami komputerowymi. Pozostają wówczas tylko badania eksperymentalne jako najbardziej wiarygodne (i te zwykle służą do sprawdzania poprawności obliczeń komputerowych, ale o tym póżniej).

Rys. 2. Pełnowymiarowy symulator elektryczny wiazek paliwowych reaktora CANDU przed umieszczeniem go w kanale paliwowym do badań CHF z chłodziwem modelowym (Freon-134a).

Dodam tylko, że prowadzi się bardzo szerokie analizy bezpieczeństwa reaktorów rozważając dużą ilość hipotetycznych scenariuszy awarii i to takich, których prawdopodobieństwo wystąpienia jest bardzo rzadkie (jeden raz na milion lat). Stąd podobnie szeroki jest wachlarz badań eksperymentalnych symulujących te scenariusze.

Badania te planowałem, określałem ściśle ich cele, spodziewane korzyści naukowe i techniczne, podawałem terminarze, koszty, etc. Kierownictwo zatwierdzało te plany i przyznawało fundusze. Fascynująca była praca nad wymyślaniem sposobów co i jak zmierzyć, jak zbudować sekcję pomiarową, jaką aparaturę zastosować, by móc jak najgłębiej wniknąć w naturę zjawiska, by jak najmniej ją zaburzyć ingerencją czujników pomiarowych. Miałem znakomity zespół techników i technologów. Po wspólnej „burzy mózgów” rodziły się rozwiązania często unikalne. Potem spędzałem długie godziny prowadząc owe badania. Po ich zakończeniu było dużo pracy z obróbką danych, ich analizą, interpretacją i finalizowaniem projektu.

Pragnę dodać, że były to badania bardzo kosztowne, gdyż stanowiska badawcze (kanały paliwowe i wiązki paliwowe) były często w skali rzeczywistej, takiej jak są w reaktorze CANDU (kanały paliwowe są około 6 metrów długości – Rys. 2 do 5), a parametry przepływowe były albo też rzeczywiste (ciśnienie i temperatura, odpowiednio, około 10 MPa i 300°C) albo zredukowane (do około 1,7 MPa i 70°C) w zależności od rodzaju cieczy chłodzącej (czy to była ciecz rzeczywista czy modelowa, jak na przykład freon).

Rys. 3. Pełnowymiarowy kanał paliwowy z symulatorem elektrycznym wiązek paliwowych do badań CHF, chłodzonych wodą przy pełnych parametrach pracy jak w reaktorze CANDU

W reaktorze paliwo jądrowe jest umieszczone w wiązkach paliwowych, a ściśle, wewnątrz prętów paliwowych, które są małymi i cienkimi rurkami (o średnicy około 10 mm). Ciepło wydzielane w czasie reakcji rozszczepienia paliwa transportowane jest poprzez ściankę rurki do przepływającego chłodziwa omywającego rurki na zewnątrz. Nasze badania koncentrowały się nad tym co działo się przy zewnętrznej ściance rurki. Stąd w warunkach laboratoryjnych grzanie jądrowe symulowaliśmy grzejąc te rurki prądem elektrycznym. Zdarzało się, że w pewnych scenariuszach awaryjnych następowało tak raptowne pogorszenie się chłodzenia (sytuacja wystąpienia specyficznego rodzaju CHF), że rurki te się przepalały lub stapiały i trzeba było sekcję pomiarową wymieniać na nową, co było i kosztowne i złożone (chcę przy tej okazji zauważyć, że nie wszystkie mechanizmy CHF prowadzą do stopienia się paliwa - co szczególnie odnosi się do reaktorów CANDU w odróżnieniu od PWR). Rys. 6 pokazuje dane z badań pracy symulowanego paliwa po przekroczeniu CHF chłodzonego cieczą modelową – freonem. W terminologii angielskiej określa się to jako post-dryout, kiedy temperatury rurek paliwowych znacznie się podnoszą, lecz paliwo jest jeszcze na tyle chłodzone, że daleko do jego stopienia się.

Zaprojektowanie stanowisk, przeprowadzanie badań i wydobycie z nich oczekiwanych informacji, prócz wszelkich technicznych czy naukowych aspektów było też sztuką wymagającą sporo wyobraźni. Muszę też dodać, że ogromną wagę przykładaliśmy do kontroli jakości (ang. Quality Assurance czyli QA) na każdym kroku powyżej opisanego procesu, bowiem wyniki badań muszą być wiarygodne.

Rys. 4. Zestaw przesuwny termopar umieszczany wewnątrz każdej symulowanej rurki paliwowej do pomiaru rozkładu temperatur ścianki na całej jej powierzchni.

Te wyniki wykorzystywali następnie nasi koledzy w działach projektowania reaktorów CANDU w Sheridan Park, Mississauga (500 km na południe od Chalk River, w prowincji Ontario), gdzie mieści się też dyrekcja AECL.

Po owej dekadzie pracy w CRNL, zaoferowano mi, właśnie w Sheridan Park, szefostwo zespołu zajmującego się jednym z ważniejszych kodów obliczeniowych z dziedziny termohydrauliki reaktorów CANDU dla celów projektowania i analiz bezpieczeństwa. W zespole tym (analityków, programistów i inżynierów) prowadziliśmy prace dalszego rozwijania tego kodu, by można było analizować reaktory CANDU nowej generacji tzw. ACR (czyli ang. Advanced CANDU Reactor). Wprowadzanie do kodu nowych korelacji czy metod obliczeniowych wymagało bardzo rygorystycznej weryfikacji każdego kroku, jak i również sprawdzenia prawdziwości otrzymywanych wyników (ang. V&V czyli Verification & Validation). I tu stosowaliśmy bardzo rygorystycznie procesy kontroli jakości w odniesieniu do kodów obliczeniowych (ang. Software Quality Assurance czyli SQA).

Rys. 5. Precyzyjny mechanizm automatycznego napędu i ustawiania zestawów termopar do pomiaru temperatury w każdym elemencie wiązek paliwowych symulowanego kanału paliwowego reaktora CANDU

Sprawdzenie poprawności wiarygodności otrzymywanych z kodu wyników właśnie opierało się na wynikach badań eksperymentalnych, między innymi tych, które prowadziłem kiedyś w CRNL. Jeśli wyniki eksperymentalne są wiarygodne i wyniki symulacji komputerowej reprodukują dokładnie te wyniki eksperymentalne, wówczas jest gwarancja, że na danym kodzie można polegać w obliczeniach projektowych reaktora.

I ten okres, wspomniany wyżej, był dla mnie również bardzo interesujący. Dodam jeszcze, że rozbudowując zespół musiałem przeprowadzać wywiady z kandydatami, oceniać ich przydatność i w końcu, po decyzji wyboru, zatrudnić i współpracować. Różnorodność ich miejsc pochodzenia wzbogacała nasz zespół w wymiarze kultury, zwyczajów czy obyczajów. Miałem pracowników z Iranu, Rumunii, Chin, i tych, którzy od pokoleń żyli już w Kanadzie.

Rys. 6. Przykład zmierzonego rozkładu temperatur symulowanego elementu paliwowego pokrywający całą jego powierzchnię (sytuacja po przekroczeniu warunków CHF czyli praca w reżimie Post-dryout w cieczy modelowej – Freonie 134a)

Kiedy amerykańscy właściciele i operatorzy elektrowni jądrowych zaczęli się bardzo interesować naszym reaktorem ACR-700, zmieniłem rolę. Zostałem szefem innego zespołu inżynierów, który dużo uwagi poświecił Amerykanom, by ich zapoznać z technologią reaktorów CANDU. Amerykanie używają tylko reaktorów PWR i BWR swojej konstrukcji, nie mając dużo wiedzy o naszych, kanadyjskich reaktorach. Podobnie małą wiedzę o CANDU miał amerykański dozór jądrowy – Nuclear Regulatory Commission(NRC). Wówczas sporo jeździłem do centrali NRC w Washington DC i dość dobrze poznałem przepisy i wymagania amerykańskie na uzyskanie licencji na budowę i eksploatację reaktorów jądrowych na terenie USA.

I tak powoli się zagłębiłem w zagadnienia i procesy licencjonowania reaktorów przez urzędy dozoru jądrowego. W Kanadzie takim urzędem jest Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) z siedzibą w Ottawie. Jestem obecnie jednym z szefów w dziale procesów licencjonowania AECL, który prowadzi wszelkie tego typu sprawy z CNSC, jeśli chodzi o budowę reaktorów w Kanadzie.

Na zakończenie mojej opowieści jeszcze parę słów o podejściu do projektowania reaktorów nuklearnych, na przykładzie AECL. I ten proces jest również niezwykle rygorystyczny. Powyższe urzędy dozorowe ustalają wymagania, które muszą spełniać reaktory i elektrownie jądrowe. Do tego dochodzą również wymagania Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej w Wiedniu. Bezpieczeństwo ekspolatacji reaktorów to absolutny wymóg numer jeden. I ten wymóg zaczyna się już od początków projektowania.

Nim zacznie się proces projektowania, specjalny zespół w AECL opracowuje na podstawie powyższych wymagań szereg „przewodników” (ang. Design Guides oraz Safety Design Guides) dla projektantów poszczególnych systemów reaktora czy elektrowni. Elektrownię dzieli się na dwie podstawowe części: jądrową (NSP – ang. Nuclear Steam Plant), gdzie w reaktorze wytwarza się parę do napędu turbin, i część gdzie generuje się elektryczność (BOP – ang. Balance of the Plant, czyli uzupełnienie elektrowni turbinami, generatorami elektryczności, transformatorami, etc.).

Z kolei, bazując na owych „przewodnikach”, projektanci przygotowują dokumenty (ang. Design Requirements), w których precyzują wymagania i założenia dla swoich systemów. Następnie, po ich zatwierdzeniu, tworzą kolejny typ dokumentów opisujących szczegóły danego systemu (ang. Design Description). Dalej następuje projektowanie, obliczenia, tworzenie rysunków, schematów, etc. i każdy etap jest precyzyjnie udokumentowany (powstają: ang. Design Manuals, Technical Specifications, Analysis Reports, Stress Reports, Drawings (Flow Sheets, General Arrangement, Equipment Drawings), Safety Reports, Licensing Submissions, Design Completion Assurance Packages, etc.).

Nie sposób wymienić tu wszystkich typów dokumentów i procesów w czasie projektowania. Należy podkreślić, że wszyskie dokumenty są tworzone elektronicznie i bardzo rygorystycznie ewidencjonowane (ang. Configuration Management) spełniając przy tym ostre wymogi QA. Jeśli w procesie projektowania okaże się, że trzeba coś zmienić, wówczas i na tę okoliczność jest szczególny proces zatwierdzania i wprowadzania zmian w projekcie (ang. Change Control).

Mógłbym jeszcze bardzo długo pisać i dzielić się z Państwem tym co dane mi było poznać. Pracuję nadal „pełną parą” i chętnie służę pomocą. Podsumowując chcę stwierdzić, że jeśli się człowiek zaangażuje całym sobą w pracę, wtedy staje się ona treścią życia, jest fascynująca i nie czuje się żalu, że to życie nam tak szybko ucieka. Życzę Państwu jak najlepszego wyboru drogi zawodowej – może podobnej do powyżej opisanej.

 

S.D. – Oakville, Ontario, March 29, 2009