Reaktor Maria

Budynek reaktora Maria

Reaktor Maria (zapis stylizowany: „MARIA”^[1]) – jedyny działający polski reaktor jądrowy o mocy cieplnej 30 MW. Reaktor nosi imię Marii Skłodowskiej-Curie. Jego budowę rozpoczęto w czerwcu 1970 r., a uruchomiony został w grudniu 1974 w Instytucie Badań Jądrowych (IBJ) w Otwocku-Świerku pod Warszawą. Po podziale IBJ 13 grudnia 1982 r.^[2] zarządzał nim Instytut Energii Atomowej (IEA). 1 września 2011 r. IEA zostało włączone w skład Instytutu Problemów Jądrowych, a ponownie połączonym instytutom nadano nazwę Narodowe Centrum Badań Jądrowych^[3].

Historia

• 1970, 16 czerwca – rozpoczęcie budowy reaktora Maria, drugiego reaktora w Polsce, pierwszym był EWA,
• 1974, 18 grudnia – uruchomienie reaktora, uzyskał po raz pierwszy stan krytyczny,
• 1985 – wyłączenie reaktora na okres modernizacji (m.in. wymiana systemu sterowania, przegląd bloków grafitowych i berylowych, modernizacja systemów chłodzenia, wentylacji i kontroli temperatur),
• 1992, grudzień – ponowne uruchomienie reaktora,
• od 1993 – regularna eksploatacja,
• 1995 – zakończenie działalności reaktora EWA, Maria staje się jedynym działającym reaktorem jądrowym w Polsce,
• 1999 – początek przechodzenia z paliwa wysokowzbogaconego (80%) na średniowzbogacone (36%)^[4],
• 2005, luty – wznowienie pracy po prawie rocznej przerwie spowodowanej brakiem paliwa uranowego,
• 2006, 10 sierpnia – wywiezienie wzbogaconego uranu w ramach programu wywożenia do Rosji uranu z dawnych państw satelickich ZSRR,
• 2009–2010 – wywiezienie do Rosji (kraju pochodzenia) w pięciu transportach łącznie 450 kg wysoko wzbogaconego wypalonego paliwa z reaktora Maria i reaktora EWA w ramach Global Threat Reduction Initiative^[5].
• 2014 – zakończenie przechodzenia na niskowzbogacone paliwo (LEU), wywożenie reszty paliwa HEU do Rosji zakończono do 2016 roku^[4][6].

Budowa

Reaktor Maria w czasie budowy

Promieniowanie Czerenkowa w reaktorze Maria

Rdzeń

Rdzeń reaktora zanurzony jest w wodzie demineralizowanej na głębokości 7 m. Woda spełnia rolę osłony przed promieniowaniem, chłodziwa i, przede wszystkim, moderatora (spowalniacza neutronów)^[7]. W spowalnianiu neutronów uczestniczą także bloki berylowe otoczone blokami grafitowymi, pełniącymi rolę reflektora. Pomiędzy blokami berylowymi znajdują się kanały paliwowe, służące do wprowadzania zestawów paliwowych. Bloki i pręty paliwowe umieszczone są w aluminiowej konstrukcji – stożkowatym „koszu”. Pręty sterujące, kompensacyjne i awaryjne wykonane są z węgliku boru. Reaktor otoczony jest betonową ścianą o grubości 220 cm.

W reaktorze znajdują się także pionowe aluminiowe rury służące do napromieniowywania materiałów. Napromieniowywane materiały umieszcza się w specjalnych zasobnikach, a następnie wystawia na promieniowanie przez określony czas. Do transportu zasobników używa się systemów hydraulicznych, wykorzystujących wodę z basenu reaktora. Przy reaktorze znajdują się dwie komory izotopowe (komory gorące) wraz z manipulatorami. Pozwalają one na operowanie materiałami wyjętymi z reaktora lub basenu przechowalniczego.

Paliwo

Elementy paliwowe mają konstrukcję sześcio- (rosyjskie paliwo MR) lub pięciorurową (francuskie paliwo MC)^[8]. Pierwotnie stosowano paliwo zawierające uran wzbogacony do 80% w izotop ²³⁵U. Od 2000 r. zaczęto wprowadzać paliwo zawierające 36% ²³⁵U, a następnie 20% ²³⁵U, które w 2014 r. stało się jedynym wykorzystywanym paliwem. Równolegle zmodernizowany został system chłodzenia^[9].

Każdy element paliwowy zawiera maks. niecałe 0,5 kg ²³⁵U, a łącznie w reaktorze znajduje się 6–7,5 kg tego izotopu. Paliwo eksploatuje się do momentu zużycia na poziomie 40–60%. Zużyte paliwo jest przechowywane przez kilka lat w basenie wypełnionym wodą, a następnie oddawane producentowi^[9].

Chłodzenie

Reaktor ma dwa chłodzące obiegi pierwotne: zamknięty obieg kanałów paliwowych i otwarty obieg basenu. Oba połączone są poprzez wymienniki ciepła ze wspólnym otwartym obiegiem wtórnym, który za pomocą chłodni wentylatorowej odprowadza ciepło do atmosfery.

W obiegu kanałów paliwowych podwyższone ciśnienie zapewniają pompy obiegowe i stabilizator ciśnienia. Na wlocie do kanału paliwowego wynosi ono około 1,7 MPa. Jest to obieg o kontrolowanej szczelności, a utrzymywanie w nim wysokiego ciśnienia pozwala na pracę bez wrzenia chłodziwa (wody) w temperaturach do 150 °C. Zastosowanie obiegu z podwyższonym ciśnieniem pozwala na bezpieczne podwyższenie temperatury elementów paliwowych, a przez to na istotne zwiększenie mocy reaktora. Pompy zapewniają cyrkulację chłodziwa we wszystkich obiegach.

Woda chłodząca musi mieć określone parametry czystości (przede wszystkim twardość, odczyn, zawartość chloru i przewodność elektryczną), co zapewniają zespoły filtracyjne i stacja demineralizacji. Czystość wody jest niezbędna by zapobiec możliwości aktywowania zanieczyszczeń w strumieniu neutronów^[7].

Hala główna

Kompleks reaktora Maria składa się z kilku budynków, wśród których są budynki badawcze, stacje pomp, układów chłodzenia i wentylacji oraz budynek reaktora. Przed wejściem na halę główną znajduje się sterownia reaktora oraz makieta ukazująca jego budowę w skali 1:100. Na halę wchodzi się przez specjalną śluzę, ze względu na utrzymywane wewnątrz niewielkie podciśnienie wywoływane systemem filtrującym powietrze. Na najwyższym poziomie, ponad powierzchnią basenu reaktora, znajdują się mechanizmy sterujące prętami paliwowymi i bezpieczeństwa. Jest tu także śluza oddzielająca basen reaktora od basenu, gdzie składuje się aktywne materiały. Niżej znajdują się komory gorące, pozwalające na manipulację obiektami, które wcześniej poddane były działaniu promieniowania. Na poziomie reaktora (otoczonego ścianami z betonu) znajdują się stanowiska badawcze, korzystające z poziomych kanałów, dostarczających wiązki neutronów. W ścianie komory izotopowej znajdują się wzierniki ze szkła z domieszką ołowiu, przez które można obserwować rdzeń.

Znaczenie

Maria jest reaktorem doświadczalno-produkcyjnym. Ma korzystne położenie geograficzne (izolacja od osiedli ludzkich) i dzięki temu uniknął losu wielu europejskich badawczych reaktorów jądrowych, które zostały zamknięte ze względów bezpieczeństwa. Reaktor wykorzystywany jest do^[10]:

• napromieniowań materiałów tarczowych do produkcji izotopów promieniotwórczych, wykorzystywanych między innymi w medycynie nuklearnej (m.in. technet-99 – w 2014 NIBJ zapewnił 18% dostaw na świecie), eksportowanych m.in. do USA^[11] (Maria jest jednym z siedmiu największych reaktorów na świecie, w których produkuje się tego typu izotopy)^[12],
• badań materiałowych i technologicznych
• neutronowego domieszkowania materiałów półprzewodnikowych,
• neutronowej modyfikacji materiałów,
• badań fizycznych i neutronograficznych,
• wykorzystania wiązek neutronów dla celów medycznych, w tym stanowisko do badań nad terapią borowo-neutronową^[13]
• celów szkoleniowych w zakresie fizyki i techniki reaktorowej.

Eksploatacja

Stan reaktora podlega ciągłej i ścisłej kontroli. Badania dotyczące stanu reaktora i efektów jego pracy są prowadzone w instytutach mieszczących się w obrębie kompleksu badawczego w Świerku. Są to:

• Zakład Metod Jądrowych Fizyki Ciała Stałego,
• Centrum Doskonałości MANHAZ, kontrolujące bezpieczeństwo reaktora i składowania wypalonego paliwa,
• Zakład Energetyki Jądrowej, kontrolujący wypalone paliwo,
• Laboratorium Pomiarów Dozymetrycznych, badające metody pomiarów promieniowania,
• Laboratorium Badań Materiałowych, badające wypływ promieniowania na materiały budujące elementy reaktora,
• Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych, regulujący gospodarkę odpadami promieniotwórczymi powstałymi podczas eksploatacji reaktora.

Zakres działalności powyższych instytutów i laboratoriów wykracza znacznie poza kontrolę stanu reaktora. Jednostki te, jako unikatowe w skali kraju, mają kluczowe znaczenie dla różnych dziedzin życia i nauki związanych z promieniotwórczością. Reaktor Maria jest źródłem materiału badawczego dla tych ośrodków.

Reaktor pracuje w podstawowych tygodniowych cyklach stugodzinnych przy znamionowych parametrach, a każde jego uruchomienie wymaga zestawu ekspertyz. W 2003 roku przewidziano 4000 godzin eksploatacji reaktora przy znamionowych parametrach. Dzięki modernizacji od 2009 roku wydajność pracy reaktora została zwiększona do 4800 h/rok.

Reaktor ma zezwolenie na eksploatację ważne do 31.03.2025 r^[14][10]. Według aktualnych ocen technicznych po modernizacji może być eksploatowany do 2060 ^[15].

Zobacz też

• energetyka jądrowa w Polsce
• promieniotwórczość
• lista reaktorów jądrowych

Przypisy

Linki zewnętrzne

• Dokładna specyfikacja budowy i zadań reaktora Maria. [dostęp 2005-06-29]. [zarchiwizowane z tego adresu (2014-05-17)].
• Badawczy reaktor jądrowy Maria 2018 PL, youtube.com