Technologie a bezpečnost

 

Úvod

Jaderná elektrárna Dukovany je první provozovanou jadernou elektrárnou v České republice a patří mezi největší, vysoce spolehlivé a ekonomicky výhodné energetické zdroje ČEZ, a. s. Roční výroba elektrické energie se pohybuje okolo 13,5 TWh, což představuje asi 20% z celkové spotřeby elektřiny v České republice. V porovnání s ostatními významnými výrobci vyrábí elektrárna Dukovany elektřinu s nejnižšími měrnými náklady.

celkový pohled - Elektrárna Dukovany

V Jaderné elektrárně Dukovany jsou instalovány čtyři tlakovodní reaktory (PWR). Projektové označení těchto reaktorů je VVER 440/213. VVER znamená Vodou chlazený, Vodou moderovaný Energetický Reaktor. Každý ze čtyř reaktorů má tepelný výkon 1375 MW. Každý disponuje elektrickým výkonem 510 MW.

Elektrárna je uspořádána do dvou hlavních výrobních bloků. V každém z nich jsou dva reaktory se všemi přímo souvisejícími zařízeními včetně strojovny s turbínami a generátory.

 

V areálu jaderné elektrárny Dukovany jsou kromě čtyř reaktorových bloků další dvě jaderná zařízení:
Sklad použitého jaderného paliva, ve kterém je použité palivo bezpečně skladováno v transportně-skladovacích kontejnerech CASTOR 440/84 (viz foto z roku 1995).
Úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů, které je ve vlastnictví státu.

Sklad použitého jaderného paliva
Sklad použitého jaderného paliva

 

Uvedení elektrárny do provozu

První reaktorový blok Jaderné elektrárny Dukovany byl uveden do provozu v roce 1985, druhý a třetí v r. 1986 a čtvrtý v roce 1987.

Na projektu, výrobě zařízení a výstavbě elektrárny se podílely následující subjekty:

Podklady projektu: firma LOTEP (bývalý SSSR)
Prováděcí projekt: Energoprojekt Praha
Generální dodavatel stavby: Průmyslové stavby Brno
Generální dodavatel technologie: Škoda Praha

Konstrukce, výroba, dodávka rozhodujících zařízení:

Reaktory: Škoda Plzeň

Parogenerátory: Vítkovice

Turbogenerátory:   Škoda Plzeň

 

Bezpečnost Jaderné elektrárny Dukovany

Bezpečnosti jaderné elektrárny je dosahováno bezpečností projektu a úrovní kultury provozování elektrárny, k níž patří způsobilý personál, kvalitní dokumentace, využívání provozních zkušeností, technická kontrola, radiační ochrana, požární bezpečnost a další.

Bezpečnost

Elektrárna Dukovany patří podle měřítek WANO mezi pětinu nejlépe provozovaných jaderných elektráren na světě. Bezpečnosti jaderné elektrárny je dosahováno bezpečností projektu a úrovní kultury provozování elektrárny, k níž patří způsobilý personál, kvalitní dokumentace, využívání provozních zkušeností, technická kontrola, radiační ochrana, požární bezpečnost a další. Porovnání v rámci WANO je prováděno prostřednictvím tzv. Provozních indikátorů WANO (Faktor způsobilosti bloku, Faktor neplánovaných ztrát způsobilosti, Faktor počtu neplánovaných automatických havarijních odstavení na 7000 hodin kritičnosti, Faktor nepohotovosti bezpečnostních systémů, Faktor spolehlivosti paliva, Faktor chemického indexu, Faktor kolektivního ozáření, Faktor četnosti pracovních úrazů, Faktor míry vynucených ztrát) a Indexu WANO (pomocný ukazatel k celkovému ohodnocení provozní bezpečnosti na blocích a na celé elektrárně využívaný k porovnávání JE).

Bezpečný projekt 

Bezpečný projekt jaderné elektrárny s reaktory VVER 440/213 mají některé významné konstrukční výhody. Například tlaková nádoba reaktoru i potrubí primárního okruhu mají velmi malý obsah kobaltu, důsledkem čehož dochází k nižší aktivaci materiálu a tím k menšímu ozáření personálu, silná zpětná vazba při výkonovém provozu reaktoru zajišťuje stabilitu reaktoru bez xenonových oscilací.

Bezpečný provoz elektrárny

Bezpečnost - EDU

Zajišťuje jej šest rovnocenných směn. Řídící směnový personál - operátoři na blokové dozorně - má směn sedm. Sedmá je zřízena z důvodů vysokých požadavků, které jsou u řídícího personálu kladeny na periodický výcvik. Nejvyšším vedoucím směny pro celou jadernou elektrárnu je směnový inženýr. Každý ze čtyř reaktorových bloků je řízen ze samostatné blokové dozorny. Obsluhu této blokové dozorny tvoří vedoucí reaktorového bloku, operátor primární části a operátor sekundární části. 

Kontroly technického stavu

Kontroly technického stavu elektrárny jsou prováděny jak vlastními pracovníky elektrárny, tak i nezávislými orgány dozoru a kontrolními institucemi. Technické kontroly provádějí pravidelně školení pracovníci podle předem schválených postupů. Při kontrolách jsou používány špičkové technologie. Nejpřísněji jsou kontrolována zařízení důležitá z hlediska jaderné bezpečnosti. U jaderných elektráren není jejich jaderná bezpečnost určena stavem při jejich kolaudaci. Požadavky našich dozorných orgánů a doporučení Mezinárodní agentury pro atomovou energii tlačí na neustálé zvyšování jaderné bezpečnosti elektráren až do doby ukončení jejich provozu. Příkladem již realizovaných akcí ke zvýšení bezpečnosti jsou protipožární nástřiky kabelů, instalace systému varování obyvatel při havárii, vybudování krizového centra, vypracování nových předpisů pro likvidaci havarijních stavů nebo výměna zařízení elektrického napájení I. kategorie.

Bezpečnostní systémy

Základní podmínkou bezpečnosti jaderné elektrárny je neustálé odvádění tepla uvolňovaného v aktivní zóně. Bezpečnostní systémy Jaderné elektrárny Dukovany se skládají z vysokotlakých a nízkotlakých nouzových čerpadel, z čerpadel sprchového systému, nádrží s roztokem kyseliny borité, z tepelných výměníků, tlakových zásobníků vody, potrubních tras, armatur, barbotážních (kondenzačních) žlabů, barbotážních věží a plynojemů Při nehodách spojených s únikem chladící vody z primárního okruhu by současně docházelo ke snižování tlaku chladící vody primárního okruhu a ke zvyšování tlaku páry v hermetických boxech. Podle druhu nehody a velikosti úniku by bezpečnostní systémy začaly čerpat chladící vodu pod a nad aktivní zónu a skrápět hermetické boxy. Při prasknutí hlavního cirkulačního potrubí by se tlak vzniklé páry v hermetických boxech zvýšil natolik, že by část páry proudila do barbotážních (kondenzačních) žlabů kde by kondenzovala. Přestože se jedná o událost velice nepravděpodobnou, jsou tato zařízení zdvojená nebo ztrojená a dimenzována tak, že i v případě takovéto nehody by byl únik radioaktivních látek do životního prostředí minimální. 

Program Harmonizace

Aktuální program zvyšování bezpečnosti Jaderné elektrárny Dukovany je obsažen v nově koncipovaném Programu harmonizace. Tento program se netýká jen otázek spojených se změnou projektu elektrárny a s výměnou některých zařízení, ale zabývá se dalšími oblastmi, které mohou mít vliv na bezpečnost elektrárny. Ukazuje se, že největší váhu či příspěvek ke zvýšení bezpečnosti nemusí mít, jak se všeobecně předpokládá, právě zlepšování zařízení. Zvýšení bezpečnosti lze dosáhnout také zlepšováním kultury bezpečnosti. Cílem jaderné elektrárny Dukovany je dosáhnout realizací Programu harmonizace v roce 2010 snížení koeficientu pravděpodobnosti poškození aktivní zóny ze současné hodnoty 1,7.10-5 na hodnotu 7,7.10-6 v r. 2010 ( tato hodnota znamená, že k události, vedoucí k poškození paliva v aktivní zóně může dojít s pravděpodobností 1x za 130 000 let). Je to hodnota, doporučená Mezinárodní agenturou pro jadernou energii pro nové jaderné elektrárny.

Základní pojmy

Primární okruh

Je systém zařízení, který umožňuje získávat tepelnou energii z jaderného paliva prostřednictvím řízené štěpné řetězové reakce, nepřetržitě ji pomocí chladiva odvádět a přeměnit ji na formu tepelné energie využitelné v parní turbíně.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:

  • reaktor                                                                    
  • parogenerátory
  • hlavní cirkulační čerpadla
  • cirkulační potrubí primárního okruhu
  • kompenzátor objemu


Uvolněné teplo je z aktivní zóny reaktoru odváděno nucenou cirkulací chladiva, kterou zajišťují hlavní cirkulační čerpadla.

Jaderný reaktor

EDU - jaderný reaktor

Jaderný reaktor je technické zařízení (obsahující jaderné palivo, chladivo, moderátor, konstrukční materiály a řídící systémy), které slouží k udržování řízené štěpné řetězové reakce a umožňuje plynule odvádět tepelnou energii uvolňovanou při štěpení. Reaktor tvoří ocelová tlaková nádoba opatřená odnímatelným víkem, uvnitř které se nachází aktivní zóna, v níž je uspořádáno jaderné palivo a regulační orgány pro řízení a kontrolu štěpné reakce.

Oběhové (hlavní cirkulační) čerpadlo

Hlavní cirkulační čerpadlo zajišťuje cirkulaci chladiva primárním okruhem v množství odpovídajícímu tepelnému výkonu reaktoru. Konstrukčně se  jedná o vertikální odstředivé ucpávkové čerpadlo,  poháněné asynchronním elektromotorem.

Kompenzátor objemu

Přestože koeficient objemové teplotní roztažnosti vody je poměrně malý, je třeba při objemu chladiva primárního okruhu několika stovek m3 již se vzrůstem objemu vlivem teploty počítat. Pokud by totiž nebyl příslušný vzrůst objemu chladiva nějak kompenzován, došlo by při vzrůstu objemu vody k tak velkému mechanickému namáhání zařízení primárního okruhu, že by mohlo dojít k jeho prasknutí a uvolnění chladiva (radioaktivního) do prostoru primárního okruhu. Kompenzátor objemu je vertikální ocelová tlaková nádoba, svou velikostí srovnatelná s tlakovou nádobou reaktoru, připojená potrubím k horké větvi jedné ze smyček primárního okruhu. Kromě kompenzace teplotních objemových změn chladiva slouží kompenzátor objemu i k regulaci tlaku primárního chladiva pomocí vestavěných elektroohřívačů či sprch. Proti překročení přípustné hodnoty tlaku v primárním okruhu je kompenzátor objemu vybaven pojistnými ventily.

Parogenerátor

EDU - parogenerátorTlakový tepelný horizontální výparníkový výměník, ve kterém voda primárního okruhu (v parogenerátoru proudící v tlakových trubkách) předává své teplo vodě sekundárního okruhu. Protože teplota vody okruhu primárního je vyšší než teplota varu vody sekundárního okruhu (tlak vody v primárním okruhu je totiž více jak dvojnásobný proti tlaku vody či páry sekundárního okruhu), dochází v parogenerátoru k intenzivnímu vývinu páry, která je parovodem vedena na turbínu.

Potrubí primárního okruhu

Nerezové potrubí o průměru 500 milimetrů a síle stěny 32 mm  navzájem propojující reaktor, parogenerátor a oběhová čerpadla.  Pro snížení tepelných ztrát, ale současně pro umožnění kontroly jeho stavu, je toto potrubí opatřeno tepelnou snímací izolací. Ta část potrubí mezi reaktorem a parogenerátorem, kterým proudí ohřátá voda z reaktoru do parogenerátoru, je nazývána horkou větví, zbývající část potrubí, odvádějící vodu z parogenerátoru přes oběhové čerpadlo do reaktoru, je nazývána studenou větví primárního okruhu.

Sekundární okruh

Sekundárním okruhem v jaderné elektrárně je nazýván systém zařízení, který umožňuje přeměnit tepelnou energii páry v mechanickou energii rotoru parní turbíny.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:Turbína a generátor

  • turbína a generátor
  • kondenzátor
  • kondenzátní a napájecí čerpadla
  • regenerační ohříváky


Turbína a generátor

Rotační tepelný motor, v němž se vnitřní energie páry přeměňuje na rotační mechanickou energii rotoru turbíny. U rovnotlakých turbín se tlakový spád páry mění v rozváděcích lopatkách statoru na kinetickou energii páry, která je předávána prostřednictvím oběžných lopatek rotoru. Rotor turbíny je spojen s rotorem generátoru, kde se transformuje kinetická energie rotoru na energii elektrickou.

Kondenzátor

Kondenzátor

Tepelný výměník, v němž pára po expanzi v turbíně a po ochlazení chladící vodou kondenzuje. Přiléhá těsně ke spodní části nízkotlakého dílu turbíny. Pára opouštějící turbínu prochází mezi trubkami, jimiž protéká chladící voda, a na jejich povrchu kondenzuje. Zkondenzovaná pára (kondenzát) je kondenzátními čerpadly přes úpravu kondenzátu, regenerační výměníky a odplynění dopravována do parogenerátoru.

Nízkotlaké a vysokotlaké regenerační ohříváky

Kondenzátní a napájecí čerpadla

Tepelné výměníky, ve kterých pára z neregulovaných regeneračních odběrů turbíny předává své kondenzační teplo kondenzátu nebo napájecí vodě parogenerátoru. V nízkotlakých regeneračních výměnících je kondenzát postupně ohřát na bod varu tak, aby v odplyňovací nádrži mohl být zbaven plynů v něm rozpuštěných. Ve vysokotlakých regeneračních ohřívácích je v odplyňovacích nádržích plynů zbavená napájecí voda zahřátá na teploty blízké bodu varu v parogenerátoru.

Kondenzátní a napájecí čerpadla

Kondenzátní čerpadla slouží k čerpání kondenzátu z kondenzátorů turbín přes nízkotlaké regenerační ohříváky do odplyňovací nádrže. Napájecí čerpadla dopravují napájecí odplyněnou vodu z odplyňovací nádrže přes vysokotlaké regenerační ohříváky do parogenerátoru a současně zvyšují tlak napájecí odplyněné vody na tlak generované páry.

Terciální okruh

Úkolem terciálního okruhu je vytvořit v kondenzátoru co největší turbínou využitelný podtlak, aby účinnost turbíny byla co nejvyšší. Čím nižší je teplota chladící vody v terciálním okruhu, tím vyšší je podtlak v kondenzátoru.

Základními zařízeními tohoto okruhu jsou:

  • chladící věže
  • oběhová čerpadla
  • potrubí a kanály chladící vody


U elektráren postavených u moře nebo u velkých řek se nestaví chladící věže, neboť kondenzátor je možné chladit průtočnou vodou, bez obav o negativní dopad ohřáté vody na vodní ekosystém.

Chladící věže

Pro elektrárny dominantní, ale přitom subtilní železobetonová stavba ve tvaru rotačního hyperboloidu sloužící k zajištění dostatečného tahu chladícího vzduchu pro chlazení chladící vody a k uchycení konstrukčních vestaveb zajišťujících rozstřik chladící vody pro lepší účinnost jejího ochlazování. Část chladící vody se odpařuje. Skupenské teplo potřebné k odparu je hlavním důvodem snížení teploty chladící vody. Ve spodní části věže je kruhový bazén, v němž se ochlazená voda shromažďuje a čerpadly chladící vody je dopravována zpět do kondenzátoru turbín.

Chladící věže

Oběhová čerpadla

Odstředivá čerpadla zajišťující cirkulaci chladící vody mezi kondenzátory turbín a chladícími věžemi.

Potrubí a kanály chladící vody

Průtok chladící vody lze přirovnat k průtoku v řece. Jde o potrubí největšího průměru na elektrárně.

Kontejnment VVER440/213

Jedním ze zásadních požadavků na radiační bezpečnost jaderných elektráren je nedovolit, aby do životního prostředí unikly neřízeně radioaktivní látky. Radioaktivní látky jsou z tohoto důvodu od životního prostředí odděleny několika bariérami.

EDU - česrtvé palivoPrvní bariérou je vlastní fixace radioaktivních látek v palivových tabletách. Druhou bariérou jsou hermeticky těsné palivové proutky, ve kterých jsou tablety zataveny. Třetí bariérou je těsný primární okruh. Čtvrtá bariéra je tvořena hermetickým boxem.

Jaderné palivo

Čerstvé jaderné palivo

Izotopu uranu 235 v čerstvém palivu jsou asi 4 %. Protože přírodní uran obsahuje pouze 0,7 % uranu 235, musí dojít před výrobou palivových tablet k takzvanému obohacení uranu. Provozem dochází štěpením ke snižování obsahu uranu235. V JE Dukovany se používalo palivo, které bylo projektováno na tříleté použití v reaktoru (takzvanou tříletou palivovou kampaň). V současné době se používá palivo projektované na pětiletou palivovou kampaň (v přípravě je přechod na 6-letou kampaň).

Použité jaderné palivo

Kazety s použitým jaderným palivem, které se vyjímají z reaktoru vypadají stejně jako kazety s čerstvým palivem. Jsou nepoškozené a čisté. Významný rozdíl je však v radioaktivitě látek, které obsahují. Během provozu roste téměř z nuly postupně tak, jak narůstá množství produktů štěpení v jaderném palivu. Je to způsobeno zejména tím, že rozštěpením jednoho atomu 235U vzniknou dva nestabilní atomy různých prvků, které se dále přeměňují. Proto i po vyjmutí paliva z reaktoru dochází k jaderným přeměnám a k uvolňování gama záření, neutronů a tepla, které musí být odváděno.
Jak jaderné palivo funguje? Jaderné palivo obsahuje malé množství izotopu uranu235. Pokud se atom uranu235 setká s pomalým neutronem, dojde k jeho rozštěpení na 2 atomy lehčích prvků, a na 2 až 3 rychlé neutrony. Prakticky současně dojde k uvolnění energie ve formě gama záření a tepla. K zvyšování a snižování výkonu reaktoru se používá vytahování a spouštění regulačních kazet.

Bezpečnost - EDU

Regulační kazeta

má přibližně dvojnásobnou výšku oproti obyčejné palivové kazetě, z nichž je sestavena aktivní zóna umístěná uprostřed reaktorové nádoby. Dolní polovina regulační kazety je stejná jako palivová kazeta, horní polovina je z materiálů, které pohlcují neutrony. Pokud je regulační kazeta spuštěna do dolní polohy, je v aktivní zóně část pohlcující neutrony. Při vytahování kazety se do aktivní zóny postupně zasouvá její dolní polovina obsahující jaderné palivo a tím dochází ke zvýšení výkonu reaktoru.

Projektová palivová vsázka

předpokládala využití jaderného paliva v takzvaném tříletém cyklu, to znamená, že každá palivová kazeta pracuje v reaktoru po dobu tří let a poté je vyvezena do bazénu použitého paliva a nahrazena kazetou čerstvou. Každý rok byla tedy v reaktoru vyměněna přibližně jedna třetina palivových kazet. Základním schématem překládky paliva bylo umístění čerstvých kazet na okraj aktivní zóny a po jednotlivých letech se při výměnách kazety přesouvaly směrem ke středu aktivní zóny. Z ekonomického hlediska (využití paliva) nebylo toto schéma ideální. Navíc čerstvé kazety mají v aktivní zóně vyšší výkon a jejich umístění na okraj zóny tak nebylo ideální ani z hlediska radiační zátěže na reaktorovou nádobu (vysoké neutronové toky přispívají k degradaci reaktorové nádoby). Zlepšené parametry paliva umožnily přejít v roce 1997 z tříletého na čtyřletý palivový cyklus a od roku 2003 se postupně najíždí na pětiletý cyklus.

Regulace výkonu reaktoru

V průběhu provozu reaktoru jaderné palivo vyhořívá (snižuje se obsah uranu v palivu), což je nutno kompenzovat snižováním obsahu kyseliny borité (tzv. absorbátoru - látky která pohlcuje neutrony) v chladící vodě. Tento proces nazýváme dlouhodobé změny výkonu reaktoru.

Krátkodobé rychlé změny výkonu reaktoru se provádějí pomocí skupiny sedmi regulačních kazet. Každá regulační kazeta se skládá z palivové části - ta je stejná jako běžná palivová kazeta a z absorpční části - rovněž stejného tvaru, ale vyrobené z borové oceli.

Každá regulační kazeta je pomocí vložené tyče spojena s elektropohonem, umístěným na víku reaktorové nádoby.

Při zasouvání regulačních kazet směrem dolů se z aktivní zóny vysouvá palivová část a na její místo se zasouvá absorpční část regulační kazety. Tím dochází ke zvýšené absorpci neutronů a výkon reaktoru se snižuje. Naopak při pohybu regulační kazety směrem nahoru se výkon reaktoru zvyšuje.

Rychlé odstavení reaktoru

Rychlé odstavení reaktoru

Rychlé přerušení štěpné reakce je jedním ze základních požadavků jaderné bezpečnosti. K tomuto účelu je reaktor vybaven bezpečnostním systémem ochran. Tento systém je tvořen 37 regulačními kazetami s příslušnými elektronickými obvody, které tento systém uvádějí automaticky do činnosti v případě nepřípustného překročení povolených parametrů a technologického stavu primárního nebo sekundárního okruhu.

Tento systém může uvést do činnosti také operátor stlačením tlačítka na blokové dozorně.

V případě splnění podmínek pro zapůsobení bezpečnostního systému je přerušeno napájení všech elektropohonů, které udržují regulační kazety v horních polohách. Po přerušení napájení elektropohonů se zasouvají všechny regulační kazety vlastní vahou do aktivní zóny a během 12 sekund zastaví štěpnou reakci.

Radiační ochrana

v jaderných zařízeních je v České republice upravena zákonem č. 18/1997 Sb. o mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (atomový zákon) a jeho prováděcí vyhláškou č. 307/2002 Sb. ve znění vyhlášky 499/2005 Sb. o požadavcích na zajištění radiační ochrany. Atomový zákon a vyhláška o radiační ochraně stanoví požadavky na systém ochrany osob a životního prostředí před nežádoucími účinky ionizujícího záření. Definuje základní povinnosti a podmínky pro vykonávání činností při využívání jaderné energie a ionizujícího záření. Legislativa v České republice v oblasti radiační ochrany důsledně vychází z mezinárodně respektovaných principu radiační ochrany, zejména pak doporučení Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu a navazujících mezinárodních základních norem v radiační ochraně. V České republice je právo v oblasti radiační ochrany harmonizováno s příslušnými směrnicemi Evropské unie. Hodnocení vlivu plynných a kapalných výpustí na životní prostředí je součástí bezpečnostní dokumentace elektrárny. Provádí se měřením uvnitř i vně elektrárny a pomocí matematického modelování. Výsledek se porovnává s přísně stanovenými přípustnými (limitními) hodnotami. Co všechno se měří v okolí elektrárny? Pracovníci z laboratoře radiační kontroly soustavně monitorují životní prostředí odebíráním a rozborem vzorků ovzduší, půdy, vody, ryb, vegetace a zemědělských produktů. Kromě toho provádí nezávislé měření také státní dozorné orgány.

Roční úrovně aktivit výpustí, uvolňovaných do ovzduší a vodotečí, představují po celou dobu provozu elektrárny pouze nepatrné zlomky povolených hodnot. Srovnání tohoto ukazatele s jinými jadernými elektrárnami zařazuje elektrárnu Dukovany do skupiny nejlepších elektráren na světě.

 

Odborná příprava personálu

Odborná příprava a výcvik personálu

Velká pozornost je věnována přijímání zaměstnanců do pracovního poměru. Kromě výběrových pohovorů a testů se musí budoucí zaměstnanci podrobit testům psychické a zdravotní způsobilosti a absolvovat náročnou odbornou přípravu a výcvik. Školící výcvikové středisko v Jaderné elektrárně Dukovany organizuje přípravu jak vlastních zaměstnanců, tak částečně i zaměstnanců dodavatelů. Základní teoretická příprava probíhá v Centru přípravy a vzdělávání v Brně. Každý zaměstnanec elektrárny má předepsanou tzv. Normu odborné přípravy, tj. soupis všech školení a zkoušek, které musí úspěšně absolvovat, než je mu vystaveno Pověření k výkonu funkce. Zkoušky mají časově omezenou platnost a zaměstnanec je musí periodicky opakovat. 

Výcvikový simulátor

Bloková dozorna EDU

Pro výcvik personálu slouží na elektrárně od roku 1999 plnorozsahový displejový simulátor, vyvinutý konsorciem firem Siemens AG Belgatom a CorysTESS za účasti odborníků Jaderné elektrárny Dukovany a Plnorozsahový simulátor typu replika blokové dozorny, vyvinutý firmou ORGREZ SC, a. s. Brno v kooperaci s americkou společností GSE Systems. Tento simulátor byl po získání licence od Státního úřadu pro jadernou bezpečnost zařazen do systému pravidelného výcviku personálu (operátorů na blokových dozornách) elektrárny od ledna 2001. Základní příprava operátorů trvá více jak dva roky. Až na základě vykonání státních zkoušek před státní zkušební komisí je operátorovi vystaveno Oprávnění k vykonávání funkce. Každoročně musí operátoři absolvovat výcvik na simulátoru a každé dva roky opětovně státní zkoušky.

Firemní kultura

Management elektrárny systematicky a cílevědomě rozvíjí firemní kulturu a systém vnitřní komunikace. Od její úrovně se odvíjí i kultura bezpečnosti a postoje a přístupy zaměstnanců. Úroveň firemní kultury je periodicky diagnostikována a jsou přijímána opatření k trvalému zlepšování. Součástí firemní kultury je také systém hodnocení pracovního výkonu a pracovního chování všech zaměstnanců.

Dokumentace

Specifické požadavky na jadernou energetiku jsou definovány v Atomovém zákoně ( zákon č. 18/1997 Sb ). Zákon s souladu s doporučeními Mezinárodní agentury pro atomovou energii a požadavky předpisů Evropské unie komplexně upravuje problematiku využívání jaderné energie a ionizujícího záření v České republice a vymezuje výkon a působnost státní správy a státního dozoru v této oblasti. Zákon stanovuje podmínky pro zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany, havarijní připravenosti, fyzické ochrany, definuje státem garantovaný režim pro bezpečné ukládání radioaktivních odpadů a požadavky na pojištění. Na zákon navazuje řada prováděcích předpisů, vydaných Státním úřadem pro jadernou bezpečnost, které upravují podrobnosti a způsoby zajištění zákonem stanovených povinností. Z Atomového zákona, jeho prováděcích předpisů a dalších zákonných norem vychází řídící dokumentace a provozní předpisy elektrárny. Ty mají klíčový význam pro spolehlivý a bezpečný provoz elektrárny. V posledních letech byla většina provozních předpisů přepracována do nové podoby, která zajišťuje vysokou uživatelnost a kvalitu.