Innowacje EJŻ

W Elektrowni Jądrowej Żarnowiec zakładano oddanie do eksploatacji w sumie 4 reaktorów energetycznych typu WWER-440, a dokładnie WWER-440 model W-213 (2-giej generacji). Były to wodno-ciśnieniowe reaktory zaprojektowane co prawda w ZSRR lecz wyprodukowane w Czechosłowacji. Zachodnim odpowiednikiem tych reaktorów jest PWR (Pressurized Water Reactor) – i jest to najbardziej rozpowszechniony na świecie typ reaktora z powodzeniem pracujący w wielu elektrowniach jądrowych na świecie. Reaktory WWER-440 (i zarazem wszystkie reaktory PWR) należą do grupy reaktorów:

* termicznych – procesy rozszczepienia jąder atomów izotopów paliwowych są powodowane w przeważającej mierze przez neutrony termiczne
* wodno – wodnych – moderatorem i chłodziwem jest zwykła woda 
* zbiornikowych – ciśnienie chłodziwa jest przenoszone przez zbiornik reaktora
* słabo wzbogaconych – procent U-235 w świeżych prętach paliwowych zawiera się w granicach 1.6 – 3,6% (naturalny uran zawiera 0.720% U-235) 
* o gęstej siatce elementów paliwowych – skok siatki elementów paliwowych jest mniejszy lub porównywalny z drogą swobodnego przebiegu neutronów w moderatorze

 

Rys.1 Przekrój podłużny reaktora WWER-440

Projekt części jądrowej był rosyjski, natomiast część „konwencjonalna” – był to projekt polski. Zastosowane przez polskich inżynierów koncepcje i zwłaszcza dotyczące maszynowni w zamyśle miały umożliwić zwiększenie mocy reaktora z 440 do 465 MW. Zastosowane miały być turbiny typu 4CK 465, produkcji Zamech-Elbląg oraz generatory typu GTHW 600, produkcji Dolmel-Wrocław.

 

Rys.2 Przekrój osiowy turbiny 4CK 465

Rys.3 Stojan uzwojony generatora GTHW-600 dla EJ Żarnowiec (Dolmel, 1990 r.)

Bardzo ciekawym aspektem dotyczącej budowy EJŻ było opracowanie przez polskich inżynierów i naukowców zagadnień również dotyczących części jądrowej,  gdzie uwzględniono wszystkie elementy budowy reaktora jądrowego związane z dynamiką jego podstawowych procesów technologicznych i z jego sterowania.

Z reaktorem WWER-440 związane były dwa podstawowe układy sterowania:

1. Układ sterowania kasetami awaryjno – regulacyjnymi (AR), których zadaniem było sterowanie reakcją łańcuchową mnożenia neutronów oraz awaryjne wyłączenie reaktora. Kasety AR podzielone były na 6 grup, a przemieszczanie grup kaset w górę i w dół miało odbywać się w określonej kolejności.

2. Układ sterowania koncentracją kwasu borowego w chłodziwie, którego zadaniem były: kompensacja nadmiaru reaktywności oraz kompensacja ubytku reaktywności np. wskutek wypalenia, zatrucia i zapopielenia. Układ, tzw. regulacji borowej planowo miał być elementem głównego układu cyrkulacyjnego i zapewniać płynną regulację stężenia kwasu borowego z wydajnością 40t/h w zakresie od 0 do 12g/kg chłodziwa.

W koncepcji sterowania skonkludowano, iż podstawowa wielkość sterowana w reaktorze jądrowym to całkowita moc cieplna reaktora i osiągana jest ona poprzez kontrolę reaktywności, na którą wpływ mają zmiany takich parametrów jak:

– gęstość (strumienia) neutronów termicznych w rdzeniu 
– czas życia neutronów natychmiastowych w rdzeniu
– współczynnik proporcjonalności między całkowitą mocą cieplną reaktora a uśrednioną po objętości rdzenia gęstością neutronów termicznych
– uśredniona po objętości rdzenia gęstość neutronów termicznych j. pokolenia
– reaktywność rdzenia
– efektywny współczynnik mnożenia rdzenia reaktora

Sumarycznie – kontrola mocy cieplnej reaktora sprowadza się do prowadzenia umiejętnego bilansu reaktywności.

Innym przykładem opracowania rozwiązań inżynierskich i racjonalizatorskich do przyszłego wykorzystania w EJŻ były prace wykonane pod kierunkiem Prof. Z.Domachowskiego w ramach Centralnego Programu Badawczo – Rozwojowego nr 5.1 ” Kompleksowy Rozwój Energetyki” przez Instytut Maszyn Przepływowych Polskiej Akademii Nauk w Gdańsku na zlecenie Generalnego Wykonawcy – Instytutu Energetyki w Warszawie. Pełna nazwa ówczesnego programu to 5.1. Kompleksowy Rozwój Energetyki. 5.1.2. Technika Wytwarzania Energii Elektrycznej i Cieplnej. Celem wdrożeniowy: “2.20 Metody Analizy dynamiki Układów Regulacji Automatycznej Turbozespołów Ciepłowniczo-Kondensacyjnych (CK) z Przegrzewem Wtórnym”.

Model i program miał być wykorzystywany w praktyce do oceny i ew. korekty istniejących już rozwiązań oraz na etapie projektowania nowych w zakresie kontroli pracy turbozespołów. Ówczesny stan wiedzy nie pozwalał na udzielenie odpowiedzi dot. obliczeń zwyżki prędkości kątowej dla turbozespołów kondensacyjnych lub upustowo-kondensacyjnych, z wtórnym przegrzewem pary lub bez przegrzewu czy turbozespołów przeciwprężnych, jak również brakowało metod obliczeń dla turbin na parę nasyconą (stosowanych w elektrowniach jądrowych). Temat wynikł więc z braku rozwiązań możliwych do stosowania przy ocenie zachowania się turbozespołu dużej mocy, w warunkach innych niż obliczeniowe. Ocena takiego zachowania była konieczna m.in. ze względów bezpieczeństwa co jak wiadomo w elektrowniach jądrowych ma szczególne znaczenie.

Tak zamierzano sprawdzić, zweryfikować konstrukcje m.in przy pomocy stworzenia modelu ogólnego obejmującego różne typy turbozespołów, wraz z opracowaniem programu symulacyjnego łącznie z układem regulacji, układami zabezpieczeń, a także analizie konkretnych rozwiązań w takich turbinach jak:

a)4CK 465,
b)13CK220-2,
c)13 K215,
d)18 K360.

Których producentem miał być ZAMECH.

Uściślając, w stanie energetycznej równowagi turbozespołu energetycznego, moc wytwarzana przez turbinę parową jest równa mocy elektrycznej generatora prądu, przekazywanej do systemu elektroenergetycznego. Gdy równowaga zostaje zakłócona, to prędkość kątowa turbozespołu zmienia się. Największe przyśpieszenie w ruchu wirnika i największa zwyżka prędkości kątowej występuje wówczas, gdy turbozespół zostaje nagle i całkowicie odciążony ze stanu maksymalnej (nominalnej) mocy.

Wnioski praktyczne z wykonanych badań pozwoliły na:

a) poznanie wartości maksymalnej zwyżki prędkości kątowej (powinna być mniejsza od dopuszczalnej z uwagi na napęd potrzeb własnych elektrowni oraz ze względów wytrzymałościowych):
b) możliwość oceny i weryfikacji konstrukcji na etapie konstruowania ze względu na a),
c) możliwość oceny i poprawy istniejących rozwiązań ze względu na a),
d) możliwość zbadania wpływu zastosowania różnego rodzaju zabezpieczeń ze względu na a),
e) możliwość praktycznej weryfikacji poprawności obliczeń.

Powyższe przykłady stanowią doskonały przykład wysokiej jakości polskiej myśli technicznej, lecz wobec nie wybudowania i zaniechania dalszego utrzymania elektrowni jądrowej w Żarnowcu, oraz odpływu specjalistów na Zachód i braku dalszego kształcenia w tym zakresie nowego pokolenia nastąpiła w tym obszarze  niepowetowana strata, w efekcie determinująca w przyszłości korzystanie z obcych technologii (potencjalnie francuskich, chińskich, amerykańskich bądź rosyjskich) w przypadku powstawania nowej EJ, co nieuchronnie wiązać będzie się dodatkowo z wysokimi kosztami.

Z upływem lat dostrzegalny jest aspekt również sukcesywnej i nieuchronnej utraty kadr związanych z atomistyką w Polsce.
Uważamy,że warto postawić znów na nowy, strategiczny plan polskiej atomistyki w kolejnych latach, zwłaszcza w kontekście ciągłego wzrostu zapotrzebowania na energię elektryczną i zapewnić sposoby jej czystej generacji na kolejne lata, tak jak robią to takie kraje jak Czechy, Węgry lub Finlandia.

Uważamy, że jako kraj powinniśmy stawić temu wyzwaniu czoła.

Opracowanie: Michał Smyczyński

Źródła:

1. mgr inż. Władysław Kiełbasa „Żarnowiec – zaniechana budowa. Retrospekcja i możliwości lokalizacji
nowej elektrowni jądrowej” – Wykład otwarty dla Oddziału Polskiego Towarzystwa Fizycznego w Szczecinie

2. dr hab. inż Kazimierz Duzinkiewicz “Reaktor jądrowy jako obiekt sterowania”

3. dr.inż. Adam Sobkowiak, Instytut Mechaniki i Informatyki Stosowanej Wydziału Matematyki, Fizyki i Techniki Uniwersytetu Kazimierza Wielkiego w Bydgoszczy, informacje własne. 

4. Mgr inż. Ryszard Kajca et al. – Raport Energetyki – “Generatory w polskiej energetyce- Historia, stan dzisiejszy, przyszłość”

5. Paweł Sokólski et al. “Wieloobszarowa regulacja systemu turbogeneratora elektrowni jądrowej”, Politechnika Gdańska

6. Prezentacja GE – 70 lat Biura Konstrukcyjnego Turbin Parowych w Elblągu 1948-2018

7. Miniaturka: fotografia Stanisław Wiesiołowski