ENERGIA NUCLEARA IN CONTEXT MONDIAL SI EUROPEAN

Dupa nefericitul accident de la Cernobil,impactul psihologic deosebit a reorientat omenirea inapoi catre utilizarea resurselor si tehnologiilor clasice de producere a energiei electrice, cea ce a condus insa la cresterea alarmanta a emisiilor de gaze cu efect de sera degajate in atmosfera.Astfel , procesul de imbolnavire a planetei ca efect al fenomenului de incalzire globala s-a accentuat in ultimul deceniu si cu precadere in ultimii ani. Ingrijorarea devine tot mai acuta ,fara a se inca la luarea de masuri globale si eficiente pentru stoparea fenomenului de incalzire globala .

Pentru redresarea situatiei este este necesara o noua abordare a dezvoltarii mondiale , concept ce poate fi rezumat astfel :"asigurarea unei dezvoltari normale(durabile) a societatii, utilizand resurse si tehnologii energetice care sa produca energie mai ieftina si totodata cu un impact minim asupra mediului inconjurator".

Energia nucleara are atributele necesara pentru a fi luata in considerare ca o solutie reala pt dezvoltarea durabila.

Faptul ca energia este sursa dezvoltarii durabile in Europa, rezulta si din aceea ca tehnologiile neconventionale curate si regenerabile (energia solara sau eoliana)nu au anvergura suficienta pt acoperirea foamei de energie,iar daca Europa ar inlocui electricitatea produsa in centrale cu cea produsa de termocentrale clasice pe combustibili fosili ,cantitatea suplimentara de gaze cu efect de sera ar echivala cu cea produsa prin dublarea numarului actual de automobile .

Pe de alta parte un raport al Comisiei Europene arata ca pentru indeplinirea aranjamentelor asumate privind nivelul emisiilor de gaze cu efect de sera ,stabilite prin protocolul de la Kyoto ar trebui construite pe batranul continent in urmatorii 20 de ani,85 de noi unitati nucleare.

Dezvoltarea durabila impune totodata moderarea consumului de resurse, indeosebi a celor pe baza de hidrocarburi,care in actualul ritm de extracie s-ar pputea epuiza chiar in cursul acestui prim secol al mileniului III.

Concluzia principala a sesiunii Consiliului Mondial al Energiei(World Energy Council-WEC) din anul 2001, cu privire la producerea de energie electrica din energie nucleara a fost urmatoarea : "energia nucleara este de importanta fundamentala deoarece este singura sursa de energie care intruneste simultan mai multe callitati ,printre care;este asigurata de o paleta diversificata ca tipuri de resurse(potential chiar nelimitat,dac se folosesc reactori reproducatori rapizi),este cvasi-indigena, nu emite gaze cu efect de sera swi are o eficienta economica pozitiva"

Anul 2001 a adus si o noua politica de dezvoltare energetica in S.U.A.Noua gandire aspura nuclearului in Statele Unite , in concordanta cu WEc,ar pute fi un punct de cotituraimportant pentru viitorul centralelor nucleare atat in S.U.A.,cat si in lume.Presdintele a confirmat ca S.U A. au ca obiectiv extinderea folosirii energiei nucleare .urmand sa realizeze pana in 2020 noi capacitati energetice insumand circa 50.000MWe.Noua politica americana in domeniul nuclear se bazeaza pe avantajele ecologice ale energiei nucleare; "prin extinderea instalatiilor nucleare existente ,putem produce mai multa electricitate fara sa ardem nici un gram de gaz cu efect de sera in atmosfera."

De asemenea se are in vedere in vedere dezvoltareaunor noi concepte de reactori care sunt mai sigure si economice decat cele pe care le avem astazi.

In prezent ponderea energiei electrice obtiunuta din energie nucleara pe ansamblul S.U.A. estede 20% si peste 40 %in 10 state din nord est ,sud si vestul mijlociu.modalitatea ieftina de crestere a productiei de energie electrica din energie nucleara o reprezinta extinderea duratei de viata a reactorilor nucleari de la 30 la 40 de ani chiar 60).Prelungirea autorizarii de functionare a CNE se realizeaza fara nici un rabat sau compromis legat de securitatea nucleara. Pe de alta parte se are in vedere stimularea investitiilor in centrale nuclearoelectrice prim masuri fiscale adecvate . Se va perfectiona si legislatia in sensul ca fondurile speciale alocate de propietariii centralei pentru eventuala dezafectare nu vor fi impozitate ca parte a tranzactiei.

Dupa atacul terorist asupra S.U.A.,Conferinta Generala a Agentiei Internationale pentru Energie Atomica(AIEA),tinuta la Vienain 21 septembrie2001,a adoptat o rezolutie reliefand importanta protectiei fizica a materialelor nucleare in prevenirea folosirii lor ilegale si a sabotajelor asupra instalatiiloor nucleare si a materialelor nucleare.

AIEA va asigura inbunatatirea functiunilor sale de informare ,consultanta si pregatire pt a statele membre sa asigure o infrastructura de reglementare nucleara operationala in toate tarile care dezvolta un program nuclear.Legislatia privind activitatile nucleare va avea prevederi clare privind:

Protejarea corespunzatoare a materialelor nucleare ,altor materialeradiactive si instalatiilor nucleare,impotriva furturilor si sabotajelor;

Combaterea traficului ilegal de materiale radiactive prin masuri eficace de detectare a acestora la frontiere si oriunde in alta parte;

Elaborarea de planuri de actiune pentru a raspunde efectiv unor asemenea evenimente privind securitatea instalatiilor nucleare.

Potrivit datelor disponibile la nivelul anului 2000,productia de energie electrica obtinuta din energie nucleara a crescut liniar in ultimii 10 ani . Rata de crestere a productiei de energie electrica obtinuta din energie nucleara este mai mare decat rata de crestere medie a tuturor resurselor.Consumul de energie nucleara a crescut in toate regiunile , in medie cu 2,7%.Global,energia nucleara acopera 16% din consumul de energie electrica ,iar in Europa acopera 35% din necesarul de energie electrica.In tabelul 1 se prezinta date la nivel mondial privind ponderea energiei electrice obtinuta din energie nucleara in consumul total de energie electrica .

Analizand datele din tabelul 1 rezulta urmatoarele :

Sunt in functiune 438 de reactori nucleari, fata de 433 in 1999 ;un sfert din aceste capacitati sunt in Europa;

Productia de electricitate din tara noastra ,de peste 2400 TWh/an,fata de 2291,4TWh/anin 1998,este la nivelul intregii productii mondiale d eelectricitate a anului 1960.

Situatia centralelor nucleare in anul 2000

*date din 1998 Commissariat a l'energie atomique(CEA),ELECNUC 2001

La sfarsitul anului 2007,in lume functionau 439 de reactoare -cu un reactor mai putin decat in mamentul publicarii Raportului situatia industriei nucleare mondiale 2004 si cu 5 reactoare mai putin decat cifra istorica maxima inregistrata in 2002, cea ce reprezinta o capacitate totala de generare de energie de cca 372Gw*.

Figura 1.

*1GW=1000MW=cca electricitatea generata de un reactor nuclear mare

Capacitatea instalata a crescut mai repede decat numarul de reactoare in functiune, atat deoarece unitatile care sunt inchise sunt d eobicei mai mici decat cele care intra in functiune, cat si datorita operatiunilor de marire a capacitatii desfasurate in multe centrael existente . In S.U.A.,comisia de reglementare nucleara(Nuclear Regulatory Commision,NRC), a aprobat 110 operatiuni de marire a capacitatii incepand cu 1977.In consecinta ,4,7 GW suplimentari au fost adaugati capacitatii nucleare doar in S.U.A. .Si in Europa se poate vedea o tendinta asemanatoare de a mari capacitatea si de a extinde durata de viata a reactoarelor existente.

In absenta constructiei uni numar semnificativ de noi reactoare ,varsta medie de operare a centralelor nucleare a crescut constatnt,ajungand acum la 23 de ani .

Un total de 117 reactoare a fost inchise definitiv,cu o durata d eviata medie de aproximativ 22 de ani.Incepand cu cu 2004s-au inchis zece reactoare-opt in 2006-,si au intrat in activitate 9.

Capacitatea totala a reactoarelor din lume a crescut anual intre 2000 si 2004 cu cate aproximativ 3 GW,majoritatea in urma operatiunilor de marire a capacitatii,si ascazut la 2 GW pe an intre 2004 si 2007 ; in termeni comparativi ,cresterea globala neta a tuturor capacitatilor de productie electrica a fost de aproximativ 135 GW pe an*.Capacitatea generatoarelor eoliene a inregistrat de una singura o crestere anuala medie de 13,3 GW intre 2004 si 2006, de mai bine de 6,5 ori mai mare decat cresterea productiei energetice din surse nucleare . In consecinta , energia nucleara reprezinta doar aproximativ1,5% din cresterea anuala la nivel global.

*Acesta este cumulul anual mediu net intre 2003 si 2010 ,estimat de Agentia internationala pentru

energie a OECD in documentul International Energy Outlook 2006.

Productia usor crescuta de energie nucleara nu va fi suficienta , cel putin pe termen scurt si mediu, pentru ca aceasta sa-si mentina cota actuala de 16% din productia mondiala de energie electrica comerciala ,sau de 6 % din energia primara comerciala -un procentaj mai scazut decat cel reprezentat de energia electrica obtinuta cu ajutorul centralelor hidroelectric-,sau aproximativ 2-3% din consumul de energie finala*.

Comparativ cu 2003 ,in 21 dintre cele 31 de tari care folosesc centralele nucleare a scazut cota reprezentata de energia nucleara in mixul d eelectricitate .S.U.A, Franta,Japonia,Germania,Rusia si Coreea de Sud produc aproape trei sferturi din energia electrica de origine nucleara din lume. Jumatate din tarile nucleare ale lumii sunt situate in Europa occidentala si centrala si totalizeaza pesate o treime din productia totala de energie nucleara a lumii.In 199,177 de reactoare erau in exploatare in cele 27 de state membre ale UE. La sfarsitul anului 2007,numarul a scazut la 146. Declinul industriei de profil a inceput cu mult timp in urma.

Industria nucleara internationala continua sa prevada un viitor pozitiv,dar nu e singura care i-a proclamat "renasterea".In cursul ultimilor trei ani, mai multe evaluari internationale ale posibilului viitor al energiei nucleare in lume au prezentat prospecte mai optimiste pentru anul 2030.Aceste scenarii"prevad pentru 2030 o capacitate nucleara instalata intre 415 GW si 833 GW,adica o crestere estimata intre 13 % si 125%fata de capicitatea instalata curenta de 372 GW.

Se vor detalia in cele ce urmeaza elemente specifice centralelor nucleare avand montarea de tip CANDU (centrala atomo-nucleara cu deuteriu si uraniu).

Centrala nuclearo-electrica este un ansamblu de instalatii si constructii reunite in scopul producerii de energie electrica, pe baza energiei eliberate in reactia nucleara de fisiune. Caldura produsa in reactor prin fisiunea nucleelor de uraniu este preluata de apa grea (agent de racire) si transferata apei usoare care se transforma in abur in generatorii de abur. Aburul antreneaza un turbogenerator, care debiteaza energia electrica produsa, in Sistemul Energetic National. Combustibilul utilizat este uraniul natural, moderarea si racirea efectuandu-se cu apa grea (D₂O).

Pastilele de combustibil nuclear (avand un diametru de circa 10 mm) sunt obtinute din pulbere de bioxid de uraniu prin sintetizare la temperaturi intre 1500 C si 1700 C. 30 de astfel de pastile se introduc intr-un tub de zircaloy sudat la capete si formeaza un creion de combustibil. 37 de creioane alcatuiesc ANSAMBLUL FASCICULULUI DE COMBUSTIBIL. Cate 12 astfel de fascicule sunt introduse in fiecare din cele 380 de tuburi de presiune (canale de combustibil) ale vasului CALANDRIA - fig. 5.2.

Schema unei centrale atomoelectrice CANDU cuprinde urmatoarele parti componente:

Din schema unei centrale nucleare sunt de remarcat sistemul de transport al caldurii si sistemul moderatorului. Sistemul primar de transport al caldurii realizeaza circulatia sub presiune a apei grele (agentul de racire) prin canalele de combustibil, in scopul evacuarii caldurii rezultate prin fisiunea atomilor de uraniu. Caldura transportata de agentul de racire este transferata apei usoare (agentul secundar) in generatorii de abur.

Figura Schema unui reactor nuclear tip CANDU

Sistemul moderatorului este proiectat ca parte separata de sistemul primar de transport al caldurii, fiind un circuit inchis de apa grea cu presiune scazuta (sub 1 Mpa) si temperatura scazuta (sub 95 C). Acest sistem consta in 2 pompe, 2 schimbatoare de caldura, 1 rezervor de expansiune, conductele si armaturile aferente. Pompele aspira din partea inferioara a vasului calandria si refuleaza moderatorul (apa grea) prin doua schimbatoare de caldura. Pentru uniformizarea temperaturii apei grele (moderator) in vasul calandria, returul de la fiecare schimbator de caldura se gace prin 4 conducte amplasate in planul median orizontal al vasului calandria.

Reactorul nuclear

Reactorul este constituit dintr-un vas cilindric orizontal (vasul calandria) prevazut cu 380 de canale de combustibil orizontale, dispuse intr-o retea patratica si din unitatile de control al reactivitatii. Vasul reactorului este umplut cu apa grea cu rolul de agent moderator si de reflector al neutronilor rezultati in urma reactiei de fisiune nucleara.

Cu exceptia tuburilor de presiune din ansamblul canalelor de combustibil, toate componentele ansamblului reactor, inclusiv mecanismele de reactivitate, functioneaza in conditii de presiune si temperatura scazute.

Canalele de combustibil constau din tuburi de presiune amplasate concentric cu tuburile calandria care sunt mandrinate in placile tubulare interioare ale vasului reactorului. Intre tuburile de presiune si tuburile calandria este mentinuta o buna separare prin folosirea unor inele distantiere. Spatiul dintre un tub de presiune si un tub calandria se numeste spatiu inelar de gaz si este umplut cu bioxid de carbon care are rolul de izolare termica si permite detectia fisurilor tuburilor de presiune. In tuburile de presiune se introduce combustibilul nuclear (manipulat cu masinile de incarcat-descarcat combustibil).

Calandria este proiectata sa reziste presiunii rezultate in urma ruperii simultane a tubului de presiune si a tubului calandria. Limitarea efectului acestei presiuni se realizeaza prin intermediul a 4 conducte de descarcare a presiunii, amplasate la partea superioara a calandriei si prevazute cu discuri de rupere.

Vasul reactorului este prevazut cu protectii de capat (protectii biologice) care reduc nivelul de radiatii pentru a se permite accesul personalului in zona tuburilor de presiune (camerele de intretinere a masinilor de incarcare-descarcare combustibil), dupa oprirea reactorului. Protectiile de capat sunt parte integranta a vasului reactorului. Protectiile de capat au si rolul de sustinere a tuburilor calandria care trec prin ele.

Vasul reactorului este amplasat intr-o incinta de beton placata cu otel, plina cu apa usoara (chesonul calandria).

Apa usoara asigura o ecranare suplimentara si asigura totodata o racire corespunzatoare a exteriorului vasului calandria.

Ansamblul calandria este calificat seismic la DBE (Design Basis Earthquake)

Reactivitatea zonei active este controlata prin intermediul unor absorbanti solizi si lichizi de neutroni. In timpul functionarii normale a reactorului, reactivitatea este controlata de sistemul de reglare a reactorului, RRS (Reactor Regulating System), alcatuit din:

a)  sistemul de control cu bare absorbante, actionate mecanic, MCA (Mechanical Control Absorber);

b) sistemul de control cu bare ajustoare, A (Adjuster Rod), AA (Adjuster Assembly);

c)  sistemul de control zonal cu lichid, LZC (Liquid Zone Control);

d)  sistemul de injectie de otrava in moderator, care permite introducerea de absorbanti puternici de neutroni, bor si gadoliniu;

e)  sistemul de purificare a moderatorului, care permite extragerea de absorbanti din moderator;

f)  dispozitive pentru masurarea fluxului de neutroni, detectori de flux si camere de ionizare.

Detectorii de flux cu platina si vanadiu sunt amplasati in zona activa a reactorului nuclear si asigura masurarea fluxului de neutroni. Acesti detectori sunt suplimentati de camerele de ionizare montate pe partea exterioara a invelisului vasului reactorului.

Masuratorile de flux neutronic ale detectorilor de flux cu platina si vanadiu sunt utilizate pentru corectia distributiei locale si globale de putere. Valorile locale sunt ajustate de compartimentele sistemului zonal cu lichid prin modificarea nivelului apei usoare. Variatia nivelului apei usoare in aceste ansambluri de control zonal cu lichid modifica absorbtia locala de neutroni in 14 subzone ale reactorului, asigurandu-se astfel controlul nivelului fluxului local de neutroni.

In cazul in care sistemul ansamblurilor de control zonal cu lichid nu poate asigura controlul adecvat al nivelului fluxului de neutroni si rata reactivitatii, reactorul este prevazut cu 4 bare de control cu absorbant solid care sunt actionate vertical in zona activa a reactorului si care au rolul de a controla nivelul fluxului de neutroni si rata reactivitatii. In mod normal aceste bare sunt mentinute in afara zonei active a reactorului nuclear.

Variatia globala pe termen lung sau variatia lenta a reactivitatii reactorului nuclear este controlata prin adaugarea in agentul moderator a unor substante chimice absorbante de neutroni, 'otrava' (solutii de bor sau de gadoliniu). Controlul reactivitatii este obtinut prin variatia concentratiei acestei 'otravi' in agentul moderator.

Pentru asigurarea formei optime si aplatizarea fluxului de neutroni sunt prevazute 21 bare ajustoare (tuburi din otel inox). Aceste bare sunt, in mod normal, introduse in zona activa.

Reactorul nuclear este prevazut cu doua sisteme de oprire rapida si sigura a reactiei de fisiune nucleara, fiecare din aceste sisteme putand opri independent reactia nucleara in lant, pentru orice accident postulat, ca raspuns la semnalele neutronice si de proces sau la solicitarea operatorului, mentinand reactorul subcritic pentru o perioada de timp nedefinita. Cele doua sisteme de oprire rapida sunt independente fizic si functional, atat unul fata de celalalt, cat si fata de sistemul de reglare a reactorului.

Sistemul de oprire rapida nr. 1 (SDS 1, Shutdown System 1) este alcatuit din 28 de bare de oprire amplasate vertical (tuburi de cadmiu imbracate in otel inox). SDS 1 este prevazut sa asigure oprirea reactiei de fisiune nucleara, prin insertia gravitationala in zona activa a sistemului de bare de oprire.

Sistemul de oprire rapida nr. 2 (SDS 2, Shutdown System 2) este prevazut cu 6 rezervoare umplute cu 'otrava' (solutie de gadoliniu in apa grea), care este injectata in agentul moderator sub presiune cu ajutorul heliului, prin tubulaturi orizontale, in vederea opririi rapide a reactiei nucleare in lant.

Sisteme de proces ale reactorului

Principalele sisteme de proces ale reactorului sunt: sistemul primar de transport al caldurii si sistemul moderator.

Sistemul primar de transport al caldurii

Figura 1 - Circuitul primar de transport al caldurii si circuitele auxiliare

Sistemul primar de transport al caldurii (PHTS, Primary Heat Transport System - vezi fig. 5-3) este proiectat sa asigure circulatia apei grele sub presiune prin canalele de combustibil ale reactorului nuclear in vederea preluarii caldurii produse de combustibilul nuclear in urma reactiilor nucleare. Caldura transportata de agentul de racire este transferata apei usoare in generatorii de abur. Prin vaporizare se produce aburul saturat necesar functionarii ansamblului turbina-generator.

Principalul obiectiv de proiectare cu asigurarea securitatii nucleare a sistemului de transport al caldurii consta in realizarea unei raciri corespunzatoare a combustibilului, pentru orice conditii de functionare, pe parcursul intregii vieti a centralei si necesitand o intretinere minima. Astfel, caldura este transferata la condensator sau in atmosfera, prin intermediul generatorilor de abur, sau catre sistemul intermediar de apa de racire, prin sistemul de racire la oprire. Pentru cazul cand incinta sub presiune a sistemului de transport al caldurii este intacta, sistemul este capabil sa indeparteze caldura reziduala pentru a preveni defectarea combustibilului. Daca se pierde integritatea incintei sub presiune a sistemului de transport al caldurii, sistemul este proiectat astfel incat, impreuna cu interventia sistemelor de protectie, cum ar fi sistemul de racire la avarie a zonei active, sa limiteze defectarea combustibilului. Sistemul de transport al caldurii este un sistem cu functie de securitate nucleara.

Sistemul primar de transport al caldurii este alcatuit in principal din: patru pompe de circulatie, patru colectori de intrare, patru colectori de iesire, cele 380 canale de combustibil, fiderii de legatura a colectorilor cu canalele de combustibil si 4 generatori de abur (primarul acestora).

Sistemul primar de transport al caldurii este impartit in doua bucle separate. In cazul unor accidente de pierdere de agent de racire (LOCA, Loss of Coolant Accident) bucla neafectata este izolata automat fata de bucla defecta si de sistemele auxiliare, reducandu-se atat pierderea de agent primar de racire cat si rata de defectare a combustibilului nuclear.

Fiecare bucla este alcatuita din doua pompe de circulatie ,doua generatoare de abur,doua colectoare de intrae si doua de iesire.agentul de racire intra si iese din fiecare canal combustibil prin conducte individuale dealimentare(fideri),care sunt

Cerintele de proiectare si executie sunt cuprinse in CSA-N285.1-81 - Requirements for Class 1, 2 and 3 Pressure-Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plants, iar codul de proiectare si executie este ASME - Boiler and Pressure Vessel Code - Sectiunea III, Divisia 1, subsectiunile NB si NF.

Sistemul de control presiune si inventar agent primar are rolul de a regla presiunea circuitului primar la o valoare adecvata regimului de functionare si de a adauga/extrage agent de racire atunci cand apare un deficit/exces in circuitul primar. Cand reactorul este la putere, presiunea este controlata de un presurizor, iar inventarul agentului primar este ajustat de circuitul de adaos/golire. La putere scazuta, presurizorul este izolat de circuitul primar, iar presiunea este controlata de sistemul de adaos/golire.

Sistemul de purificare agent primar controleaza regimul chimic al apei grele din circuitul primar si previne formarea cimpurilor de radiatii din jurul echipamentelor, prin minimizarea prezentei produsilor de coroziune activati si a produsilor de fisiune in agentul primar.

Foarte importanta este minimizarea scurgerilor de apa grea din sistemul primar de transport a caldurii si colectarea pierderilor de apa grea lichida (sistem colectare apa grea) sau in stare de vapori (sistem recuperare vapori).

Sistemul de racire la oprire (SDCS, Shutdown Cooling System) asigura racirea combustibilului nuclear in perioadele de oprire a reactorului nuclear sau in unele secvente de accident.

Sistemul moderator

Neutronii rapizi produsi prin fisiune nucleara sunt "moderati" in apa grea din vasul calandria. Apa grea din sistemul moderator este circulata de pompele sistemului si este racita de schimbatoare de caldura. Sistemul functioneaza la valori suficient de joase de temperatura si presiune. Schimbatoarele de caldura indeparteaza caldura produsa prin incetinirea neutronilor in moderator precum si caldura transferata radiativ moderatorului de la canalele de combustibil. Ca gaz de acoperire pentru apa grea se foloseste heliu, controlat intr-un circuit inchis. Circuitul de purificare moderator mentine controlul chimiei apei moderatorului in limite optime.

Sistemul moderator este capabil sa indeparteze caldura reziduala din combustibil imediat dupa oprire, dupa pierderea alimentarii cu energie electrica de la reteaua nationala sau dupa un accident de pierdere a agentului de racire, LOCA, inclusiv in cazul unui LOCA simultan cu pierderea racirii la avarie a zonei active si pierderea alimentarii electrice de la retea. Pentru aceste evenimente este nevoie de o racire suplimentara suficienta a moderatorului ("crashcooling") si de o inaltime de aspiratie corespunzatoare functionarii normale a pompelor.

Vasul calandria care contine moderatorul este calificat seismic la DBE, iar sistemul de recirculare este proiectat la DBE, categoria A. In plus, portiunea din sistem care penetreaza peretele anvelopei este calificata seismic pentru cutremurul de baza de proiect (DBE, Design Basis Earthquake).

Sistemul moderator este calificat la mediu astfel incat sa indeplineasca functia de securitate nucleara (evacuarea caldurii reziduale) in conditii de mediu dur ("harsh") cauzat de accidentul de pierdere a agentului de racire (LOCA). Nu este necesara calificarea la mediu a sistemului pentru conditiile care apar dupa ruperea conductei principale de abur (MSLB) deoarece nu exista cerinta de a indeparta caldura reziduala prin intermediul moderatorului in cazul unui astfel de accident. Depresurizarea sistemului primar de transport a caldurii folosind generatorii de abur si vanele de protectie la suprapresiune asigura racirea acestuia si va preveni fierberea moderatorului in acest caz.

Sistemul moderator este proiectat ca sistem al grupului 1 deoarece, pe langa realizarea unei functii de securitate nucleara in conditii de accident, indeplineste functiile de incetinire a neutronilor rapizi si de indepartare a caldurii in timpul functionarii normale a centralei.

Proiectarea sistemului este in acord cu CAN-Standard N285.01- M81. Sistemul moderator, cu exceptia extensiilor anvelopei (clasa 2), este clasificat ca sistem de clasa 3.

Sisteme auxiliare

Exista cateva sisteme auxiliare asociate sistemului de transport al caldurii, sistemului moderator si sistemului de control al reactorului, care indeplinesc atat functii de proces cat si de securitate nucleara. Cele mai importante dintre aceste sisteme auxiliare sunt urmatoarele :

Sistemul de racire protectii biologice;

Sistemul de racire si purificare al bazinului de combustibil uzat;

Sistemul de control zonal cu lichid;

Sistemul inelar de gaz;

Sistemul de aditie otrava in moderator;

Sistemul de racire la oprire;

Sistemul de manipulare rasini;

Sistemele de purificare agent primar si moderator;

Sistemul de reglare presiune si inventar agent primar;

Sistemele de deuterare si de dedeuterare moderator si agent primar;

Sistemul de colectare D₂O agent primar si moderator;

Sistemul de gospodarire apa grea;

Sistemul de prelevare probe D₂O agent primar si moderator.

Combustibilul

Combustibilul folosit de reactorul nuclear al CNE Cernavoda U3 & 4 este uraniu natural prelucrat sub forma de pastile ceramice de bioxid de uraniu care, asamblate in teci de Zircalloy 4, formeaza elementele de combustibil.

Un fascicul de combustibil este format din 37 de elemente combustibile. Fiecare dintre cele 380 de canale contine 12 astfel de fascicule, conducand la un total de 4560 de fascicule de combustibil in zona activa a reactorului.

Matricea combustibilul nuclear impreuna cu teaca corespunzatoare, constituie primele doua bariere de protectie in calea eliberarilor de produse radioactive spre mediu.

Combustibilul este proiectat sa faca fata tranzientilor si evenimentelor anticipate din timpul operarii. Se considera ca teaca ramane intacta daca sunt satisfacute urmatoarele criterii:

in combustibil nu apar centri de topire;

nu apar deformari excesive (mai putin de 5% deformare uniforma pentru temperaturi ale tecii mai mici de 1000sC);

nu exista fisuri semnificative in stratul de oxid de pe suprafata tecii;

nu apare fragilizarea datorata oxigenului.

Manipularea combustibilului

Pentru manipularea si stocarea combustibilului proaspat, incarcarea si descarcarea reactorului, precum si pentru manipularea si stocarea combustibilului uzat se utilizeaza echipamente speciale.

Reactorul este realimentat, in timpul functionarii, cu combustibil prin intermediul a doua masini de incarcare-descarcare, cate una la fiecare capat al acestuia. Masinile de combustibil functioneaza la capetele opuse ale aceluiasi canal de combustibil, una introducand combustibilul proaspat si cealalta extragand combustibilul uzat.

In timpul functionarii normale a centralei, sistemul de realimentare cu combustibil indeparteaza caldura de dezintegrare din combustibilul aflat in capul MID pe tot parcursul perioadei de timp in care masina de incarcat este atasata reactorului, apoi pe durata transferarii combustibilului la poarta de transfer combustibil catre bazinul de combustibil ars.

Combustibilul ars este descarcat de masinile de incarcare-descarcare prin portile de descarcare a combustibilului uzat, in bazinul de receptie a acestuia, de unde este transferat pe sub apa, la bazinul de combustibil uzat, amplasat in cladirea serviciilor auxiliare nucleare. Bazinul de combustibil uzat are o capacitatea de stocare suficienta pentru "calmarea" combustibilului acumulat timp de cel putin 6 ani si cu o rezerva pana la transferul catre alte modalitati de stocare. Bazinul de combustibil uzat este prevazut cu echipamente de ridicare si transport pe sub apa a combustibilului uzat si cu un sistem de racire si purificare a apei capabil sa evacueze caldura eliberata de combustibilul uzat in apa bazinului si sa mentina regimul chimic si radioactivitatea apei la nivele acceptabile.

Sistemul de producere a energiei electrice

Sistemul de producere a energiei electrice este in principiu format din agregatul turbina-generator. Agregatul turbogenerator are doua componente de baza si anume turbina si generatorul electric.

Turbina

Turbina utilizata de CNE Cernavoda U3 & 4 este de condensatie, pentru abur saturat, cu actiune/reactiune si este garantata se produca o putere activa la arbore corespunzatoare unei puteri electrice de 720 MWe, la o rotatie sincrona de 1500 rot/min, in conditiile unei temperaturi a apei de racire la condensator de 15 C.

Ca tip constructiv, turbina este compusa dintr-un corp de inalta presiune si trei corpuri de joasa presiune. Turbina este prevazuta cu 5 prize nereglabile de prelevare a aburului, in diferite trepte de destindere, in scopul preincalzirii regenerative a apei de alimentare a generatorilor de abur.

Condensatorul turbinei este format din trei corpuri independente, cate unul pentru fiecare corp de joasa presiune al turbinei. Condensatul din condensatorul turbinei este vehiculat de 3 pompe de condensat principal (3x60%) printr-un circuit regenerativ care este format din trei trepte de preincalzire de joasa presiune si care trimit condensatul in degazor. Prin intermediul a trei pompe de apa de alimentare (3 x 60%), apa este preluata din degazor si preincalzita in 2 preincalzitori de inalta presiune dispusi in paralel si apoi transportata prin patru conducte la cate o statie de armaturi de reglare a alimentarii generatorilor de abur.

Atat sistemul de condensat principal cat si sistemul de apa de alimentare sunt prevazute cu pompe auxiliare si anume: o pompa auxiliara de condensat principal si o pompa auxiliara de apa de alimentare.

Generatorul electric

Energia mecanica a turbinei este transformata in energie electrica cu ajutorul generatorului electric, cuplat direct cu turbina.

Generatorul este de tip sincron, avand conexiunea statorului in stea. Puterea aparenta a acestuia este de 800 MVA, la 1500 rot/minut, frecventa de 50 Hz, tensiunea de 24 kV si cosf=0,9. Generatorul este dotat cu un sistem de excitatie static, de tip EX2000 si cu sisteme auxiliare de racire - cu apa pentru infasurarile statorice si cu hidrogen pentru rotor. Etansarea la arbore este cu ulei.

Partea electrica a centralei

Puterea electrica produsa de generatorul electric este evacuata prin printr-un transformator de 800 MVA, la statia de 400 kV conectata cu sistemul energetic national prin 5 linii de interconexiune separate, amplasate pe trasee diferite. Alimentarea serviciilor interne electrice se asigura din doua surse independente de alimentare, una interna si a doua din sistemul energetic national si se realizeaza prin 4 transformatoare de cate 60 MVA, doua in derivatie de la bornele generatorului electric si doua din reteaua de 110 kV din zona.

Sistemul de automatizare

Pentru sistemele din partea clasica ale Unitatii 3 respectiv Unitatea 4 a fost prevazut un sistem de control distribuit (DCS, Distributed Control System) care va include toate functiile de control analogice sau numerice utilizate pentru controlul sistemelor de proces.

Sistemul de control distribuit este un sistem integrat care efectueaza achizitia de date si functiile de control pe baza utilizarii controlerelor numerice programabile, legate prin magistrale de date. Instrumentatia sistemelor de proces si dispozitivele de control vor fi conectate la statiile locale intrare-iesire ale DCS.

Sisteme speciale de securitate nucleara

Sistemele speciale de securitate nucleara sunt sistemele proiectate sa opreasca rapid reactorul, sa indeparteze caldura de dezintegrare si sa limiteze eliberarile radioactive ce apar in cazul defectarii unui sistem de proces cu functie de securitate nucleara in conditiile functionarii normale a centralei. Indeplinirea acestor functii poate fi monitorata si controlata atat din Camera de Comanda Principala cat si din Camera de Comanda Secundara.

Sistemele speciale de securitate sunt formate din:

• 2 zone de oprire rapida Sistemul de oprire rapida nr. 1 (SDS 1, Shutdown System 1), Sistemul de oprire rapida nr. 2 (SDS2, Shutdown System 2)
• Sistemul de racire la avarie a zonei active (ECCS, Emergency Core Cooling System) si
• Sistemul anvelopei (Containment System). Sistemul anvelopei reprezinta o bariera fizica de protectie a mediului ambiant impotriva eliberarilor de substante radioactive.

	Figura 5.3. Schema simplificata circuitului apei si moderatorului in CNE Cernavoda (tip CANDU 6)

Figura II.2-3 Schema termomecanica simplificata a circuitului primar, BSI 33100

Sigur ca realizarea unor astfel de centrale trebuie sa fie coroborata cu o corecta aplicare a prevederilor securitatii nucleare.

Prin securitate nucleara se intelege ansamblul de masuri tehnice si organizatorice destinate sa asigure functionarea instalatiilor nucleare in conditii de siguranta, sa previna si sa limiteze deteriorarea echipamentelor si sa ofere protectie personalului ocupat profesiona, populatiei, mediului inconjurator si bunurilor materiale impotriva iradierii sau contaminarii radioactive (vezi cap.3 - Legislatie).

Proiectul CANDU are la baza strategia de "aparare in adancime" care consta din conceperea unui sistem de bariere fizice necesare in calea eliberarii radioactive, pentru fiecare dintre acestea existand mai multe nivele de aparare impotriva acelor evenimente care ar putea afecta integritatea fiecarei bariere fizice. Proiectul CANDU are prevazute 5 bariere fizice, si anume:

1 - pastila de bioxid de uraniu care retine cea mai mare parte a produsilor de fisiune solizi chiar la temperaturi inalte (factorul de retinere este 99%);

2 - teaca elementului combustibil care retine produsii de fisiune volatili, gaze nobile si izotopii iodului ce difuzeaza din pastilele de combustibil;

3 - sistemul primar de transport al caldurii care retine produsii de fisiune care ar putea scapa ca urmare a defectarii tecii;

4 - anvelopa care retine produsii radioactivi in cazul avariei tecii si sistemului primar;

5 - "zona de excludere", zona cu raza de circa 1 km, in jurul reactorului unde nu sunt permise activitati umane permanente, nelegate de exploatarea CNE si care asigura o dilutie atmosferica a oricaror eliberari de radioactivitate, evitandu-se astfel expuneri nepermise ale populatiei.

Aceste masuri de securitate vor conduce la (in cazul concret al centralei Cernavoda):

doza de radiatie pentru personalul din exploatare sa fie in medie de 7 mSV pe an;

doza de radiatie pentru personalul administrativ sa fie sub 0,2 mSV pe an;

doza de radiatie pentru o persoana ce locuieste in limita zonei de excludere sa fie sub 0,05 mSV pe an.

Centrala de la Cernavoda

Romania si-a dezvoltat sectorul energetic nuclear, ca pe o alternativa viabila la celelalte tehnologii. Centrala Nuclearo-Electrica a fost conceputa initial sa cuprinda 5 unitati nucleare CANDU de 700 MW fiecare. Alegerea tehnologiei CANDU a avut in vedere posibilitatile industriei romanesti, pentru asimilarea producerii combustibilului nuclear, a D₂O si a echipamentelor necesare. Reactorul CANDU este caracterizat printr-un inalt grad de securitate nucleara, asa cum s-a dovedit de-a lungul anilor, asigurand un nivel de productie corespunzator, in deplina concordanta cu standardele internationale.

Unitatea 1(U1)

Functionarea comerciala a Unitatii 1 a inceput in luna octombrie 1996. Puterea de proiect nominala instalata a acestei unitati este de 706,5 MW, iar puterea neta este de 655 MW. Din momentul inceperii functionarii comerciale, Unitatea 1 a produs aproximativ 37 TWh de electricitate, atingand un factor de capacitate mediu de peste 87%.

Unitatea 2

Punerea in functiune a Unitatii 2 de la CNE Cernavoda, reprezentand o prioritate nationala, s-a facut in septembrie 2007. Finalizarea lucrarilor si punerea in functiune au avut la baza un contract de management de 4 ani incheiat de S.N Nuclearoelectrica S.A cu companiile AECL-Canada si Ansaldo - Italia, intrat in vigoare in martie 2003.

Cu darea in exploatare comerciala a Unitatii 2, cele doua unitatii de la CNE Cernavoda vor putea furniza impreuna circa 18% din necesarul de energie electrica actual al Romaniei.

*

* *

Pentru realizarea strategiei de reactualizare a structurii energiei electrice, este foarte important sa se tina cont de mai multe capitole. Unul dintre acestea ar fi respectarea calendarului privind punerea in functiune a Reactorului 2 de la Cernavoda. Avand o capacitate de productie de pana la 700 de megawati ora, se estimeaza ca Reactorul 2 ar putea acoperi circa 9% din consumul national. Cumuland energia produsa de cele doua reactoare de la Cernavoda este posibil ca 17%-18% din energia consumata in Romania sa provina doar de la aceste reactoare - estimare pozitiva atat din perspectiva costurilor de productie mai scazute cat si din perspectiva protectiei mediului, poluarea fiind mai redusa decat in cazul energiei rezultate din arderea carbunelui.

Realizarea Unitatilor 3 si 4 de la CNE Cernavoda

Proiectul CNE Cernavoda Unitatea 3 a fost inscris in Foaia de parcurs in domeniul energetic din Romania, aprobatǎ prin Hotararea Guvernului nr. 890/2003.

Evolutiile contradictorii de pe piata energiei, inregistrate la sfarsitul anului 2005, au determinat Guvernul Romaniei sa recomande Ministerului Economiei si Comertului cresterea ponderii energeticii nucleare in mixul energetic prin promovarea concomitenta a Unitatilor 3 si 4 de la CNE Cernavoda.

In prezent sub conducerea Ministerului Economiei si Comertului se desfasoara negocieri cu potentialii investitori in vederea structurarii unei companii de proiect care sa finalizeze si sa opereze Unitatile 3 si 4 de la CNE Cernavoda. Inceperea lucrarilor este prevazuta pentru anul 2008. Exploatarea comerciala a Unitatii 3 este preconizata pentru jumatatea anului 2013 iar a Unitatii 4 in prima jumatate a anului 2014.

Principalele avantaje ale Romaniei, obtinute din folosirea energiei nucleare sunt urmatoarele:

Prin caracteristicile sale, sunt oferite solutii optime pentru o dezvoltare sustinuta, pe termen mediu si lung, in special prin cresterea sigurantei alimentarii cu energie si independenta, aproape totala, conferita prin stabilitatea costurilor de producere;

Energia electrica, produsa fara emisii gazoase nocive, contribuie la pastrarea unui mediu curat, si la respectarea cerintelor Protocolului de la Kyoto la care Romania a aderat;

Aceasta energie electrica permite utilizarea instalatiilor romanesti din domeniul fabricarii combustibilului nuclear si a apei grele;

Pretul combustibilului nuclear de pe piata internationala a ramas constant in ultimii 20 de ani si se preconizeaza sa ramana constant in continuare. Daca pretul combustibilului creste chiar cu 50%, efectul asupra pretului energiei electrice de origine nucleara este sub 5%.

Romania a ales tehnologia CANDU, punand accent pe producerea in tara a combustibilului nuclear, D₂O si a unor echipamente si materiale. Astfel, industria nucleara ofera un mare numar de locuri de munca si utilizeaza capacitatile locale, deja implicate in programul nuclear. Domeniile cu experienta in aplicarea tehnologiei CANDU din Romania sunt urmatoarele:

(a)     Producerea combustibilului

SNN filiala FCN Pitesti a fost autorizata de ZPI din Canada cu care ocazie si-a imbunatatit tehnologia de fabricare a combustibilului de tip CANDU din uraniu natural. In mod obisnuit, aceasta furnizeaza combustibil Unitatii 1, care se afla in functiune si isi va spori productia pentru a face fata cerintelor celorlalte unitati. Adaugarea unui numar mai mare de unitati CANDU va spori eficienta acestei fabrici, conducand la costuri de combustibil mai scazute.

(b)            Producerea apei grele

Fabrica de apa grea de la Drobeta Turnu Severin poate produce anual aproximativ 170 tone de apa grea, oferind cantitatea de apa grea necesara unei unitati de tip CANDU 6, la fiecare doi ani si jumatate. Alte unitati CANDU vor mari eficienta tehnico-economica a acestei unitati.

(c)     Industria romaneasca de executie a componentelor nucleare

Prin implicarea in Unitatile 1 si 2 fabricantii romani si personalul de executie au dobindit experienta, care sa le permita fabricarea de componente pentru proiectul CANDU 6. Acest program va permite companiilor sa-si mobilizeze resursele pentru continuarea si dezvoltarea executiei componentelor nucleare in Romania.

(d)            Unitatile de proiectare

Institutele romanesti, cum ar fi CITON, ICIM si ISPE, au dobindit o experienta importanta in proiectarea si evaluarea diferitelor aspecte ale centralelor de tip CANDU, jucand un rol important in aceste activitati. Proiectul de detaliu pentru Unitatea 2 (C2) a fost realizat pe baza unui raport complet de mediu pentru C2, care a fost folosit pentru demonstrarea satisfacerii cerintelor internationale referitoare la acest proiect. Capacitatea sporita a acestor institute, precum si lucrarile lor pentru C2 le va permite sa detina un rol important pentru executia Unitatilor 3 si 4 de tip CANDU din Romania.

(e)     Operarea si intretinerea

Datorita experientei obtinute in timpul executiei si punerii in functiune a Unitatilor 1 si2, personalul roman, cu inalta calificare in domeniul tehnic de conducere a proiectului, va putea executa aceleasi lucrari la Unitatile 3 si 4.

Finalizarea Unitatii 2 de la Cernavoda poate oferi avantaje importante pentru reluarea si finalizarea lucrarilor la Unitatile 3 si 4 in cazul in care personalul de la unitatile de constructii-montaj ar putea fi transferat de la Unitatea 2 la Unitatile 3 si 4 prin reducerea costurilor cu demobilizarea-mobilizarea si limitand pierderile de personal calificat .

Graficul Unitatii 2 arata ca duratele activitatilor legate de lucrarile la partea mecanica si la cea electrica pot fi reduse la 15 luni si respectiv la 24 de la data efectiva a incheierii contractului. Daca graficul Unitatilor 3 si 4 si procurarea reperelor cu durata mare de fabricatie sunt coroborate astfel incat lucrarile de executie la Unitatile 3 si 4 sa poata incepe la aceleasi termene, ar fi posibila mutarea personalului Subcontractorului de la U2 la U3 si U4 reducand astfel, costurile cu demobilizarea/mobilizarea, limitand pierderile de personal calificat si cu experienta deja in santierul Cernavoda.

(h) Evaluarea alternativelor

A fost efectuata o analiza in conditiile specifice din Romania pentru o centrala ipotetica de cca. 706 MW putere instalata considerand diferite scenarii privind tehnologia utilizata de producere a energiei electrice ca alternative la solutia nucleara.

Figura alaturata prezinta costurile actualizate cu o rata de scont de 5%.