Reaktor EWA

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Skocz do: nawigacja, szukaj
Zdjęcie z „Młodego Technika” 9/1974

Reaktor EWA – pierwszy w Polsce badawczy reaktor jądrowy, znajdujący się w dawnym Instytucie Badań Jądrowych (obecnie w Zakładzie Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych Narodowego Centrum Badań Jądrowych) w otwockim Świerku. Nazwa reaktora była akronimem od wyrazów: eksperymentalny, wodny, atomowy.

Historia[edytuj | edytuj kod]

Po 1955 roku, kiedy zdjęto klauzulę tajności z tematu pokojowego wykorzystania energii jądrowej, Związek Radziecki mógł zaoferować krajom socjalistycznym sprzedaż reaktorów doświadczalnych opracowanych w ZSRR. Wartość kontraktu strona radziecka wyceniła na 15 mln USD i taką też ofertę przedstawiła krajom zainteresowanym zakupem. Jednakże przeprowadzona przez Instytut Badań Jądrowych analiza (mająca za podstawę porównanie kosztów zachodnich urządzeń podobnej klasy) wykazała, iż kwota ta jest poważnie zawyżona. W wyniku podjętych negocjacji ostateczną wartość transakcji ustalono na 5,5 mln USD za gotowy reaktor wraz ze wsadem paliwowym[1].

Budowa reaktora rozpoczęła się wiosną 1956 roku. Gotowa konstrukcja została przekazana przez Związek Radziecki. 31 maja 1958 roku reaktor osiągnął stan krytyczny, jego uruchomienie i przekazanie do eksploatacji nastąpiło 14 czerwca 1958 roku. Podobne reaktory powstały w tym czasie także w instytutach w Leningradzie, Obnińsku, Ałma-Acie, Taszkencie i Budapeszcie.

24 lutego 1995 roku reaktor wyłączono, ze względu na zużycie poszczególnych elementów i materiałów. Proces likwidacji rozpoczęto w roku 1997. Do 2002 roku usunięto paliwo jądrowe i substancje wysokoaktywne oraz zdemontowano reaktor. Planowane jest wykorzystanie korpusu reaktora jako suchego przechowalnika wypalonego paliwa.

Paliwo z reaktora, po zamknięciu w szczelnych pojemnikach wypełnionych gazem obojętnym (helem), przechowywane jest w mokrych przechowalnikach na terenie Instytutu. Jego część, wraz z paliwem z reaktora Maria (łącznie 450 kg wysoko wzbogaconego wypalonego paliwa), została w latach 2009–2010 wywieziona w pięciu transportach do Rosji (kraju pochodzenia)[2].

Wizerunek reaktora został umieszczony na odwrotnej stronie banknotu 20 000 zł (PLZ). Na stronie przedniej zamieszczono wizerunek Marii Skłodowskiej-Curie[3].

W północnym narożniku hali reaktora EWA powstał w 1963 r. reaktor mocy zerowej MARYLA.

Budowa i parametry reaktora[edytuj | edytuj kod]

Pierwotna konstrukcja[edytuj | edytuj kod]

Reaktor EWA (akronim słów Eksperymentalny Wodny Atomowy) był reaktorem lekkowodnym o mocy cieplnej 2 MW, produkcji radzieckiej, typu WWR-S (ros. ВВР-С) o konstrukcji zbiornikowej. Woda destylowana spełniała w nim funkcje moderatora i chłodziwa.

Rdzeń reaktora, o objętości około 0,1 m³, umieszczony był w aluminiowym zbiorniku, wypełnionym wodą chłodzącą. W rdzeniu, przy pełnym załadunku, umieszczone było około 800 prętów paliwowych, zgrupowanych w 52 kasety paliwowe, zawierające 16 prętów każda. Pręty paliwowe miały długość 50 cm, w kasecie tworzyły siatkę kwadratową o skoku 17,5 mm. Kasety wstawiane były do aluminiowego separatora, umożliwiającego przepływ chłodziwa i utrzymanie stałej odległości między kasetami. W rdzeniu znajdowało się także 9 prętów regulacyjnych i awaryjnych. Rdzeń otaczało 8 pionowych kanałów stosowanych do produkcji izotopów promieniotwórczych.

Zastosowane paliwo prętowe typu EK-10 miało postać dyspersji uranu w magnezie, otoczone było koszulką aluminiową. Było wzbogacone w 10% w 235U. Przy pełnym załadunku, w reaktorze znajdowało się 65 kg uranu, w tym 6,5 kg izotopu 235U. Minimalna masa krytyczna wynosiła 3,2 kg 235U, co odpowiadało załadowaniu 25 kaset paliwowych. W początkowej fazie kampanii paliwowej reaktora, znajdowało się w nim 4,1 kg 235U – 32 kasety paliwowe.

Przy pracy z pełną mocą, w środku rdzenia osiągany był strumień neutronów termicznych 2*1013 neutronów/s*cm². Woda otaczająca rdzeń spełniała rolę reflektora neutronów, co umożliwiało zmniejszenie ubytku strumienia. Jego średnia wartość w reaktorze wynosiła 1013 neutronów/s*cm².

Chłodzenie reaktora, zapobiegające wrzeniu wody i uszkodzeniu prętów paliwowych, zapewniała woda przepływająca przez jego rdzeń. Woda ogrzana w rdzeniu do temperatury około 35 °C, krążąca w obiegu pierwotnym chłodzenia, kierowana była na rurowe wymienniki ciepła. W wymiennikach tych oddawała ciepło wodzie krążącej w drugim obiegu, chłodzonej w basenie rozbryzgowym. Podczas pracy reaktora, temperatura powierzchni prętów paliwowych osiągała około 90 °C – poziom niestwarzający zagrożenia uszkodzenia aluminiowych koszulek prętów.

Aktywność rdzenia reaktora, podczas pracy z pełną mocą, wynosiła około 1 miliona Ci. Osłony przed promieniowaniem obejmowały warstwę wody (otaczającą zbiornik aluminiowy z rdzeniem), zbiornik żeliwny oraz warstwę betonu. Łączna grubość osłon wynosiła ponad 3 metry. W wodzie następowało spowolnienie neutronów prędkich. Beton, z dodatkiem limonitu (rudy żelaznej), zapewniał pochłanianie głównie promieniowania gamma. Górną osłonę reaktora stanowiła żeliwna pokrywa, w której umieszczona była maszyna załadowcza.

W osłonie reaktora umieszczone było 9 poziomych kanałów eksperymentalnych, rozchodzących się promieniście od rdzenia reaktora. Umożliwiały one kontrolowane wyprowadzenie strumieni neutronów i promieniowania gamma do celów doświadczalnych. Dodatkowy, dziesiąty kanał, stanowiła tzw. kolumna termiczna, służąca do wyprowadzania silnych wiązek neutronów termicznych.

Poniżej reaktora umieszczone były 4 komory gorące, w których możliwe było wykonywanie prac z materiałami promieniotwórczymi. Komory połączone były z reaktorem przez kanały izotopowe. Każda komora wykonana była ze stali kwasoodpornej i otoczona warstwą betonu. Prace z wysokoaktywnymi materiałami w komorach umożliwiały manipulatory.

Modernizacje[edytuj | edytuj kod]

W latach 1964 i 1967 przeprowadzono modernizacje reaktora – m.in. wprowadzono paliwo wzbogacone do 36% – zestawy paliwowe typu WWR-SM, dodano reflektor berylowy. Uzyskano wzrost mocy do poziomów 4 MW w roku 1964, a następnie w roku 1967 początkowo do 8 MW, później do 10 MW. Zwiększono strumień neutronów do 8*1013 neutronów/s*cm². Od roku 1992 stosowano nieznacznie zmodyfikowane zestawy paliwowe typu WWR-M2.

Eksploatacja[edytuj | edytuj kod]

Reaktor EWA rocznie pracował około 3500 godzin. Nigdy nie uległ awarii, nie było także żadnego skażenia terenu.

Reaktor był wykorzystywany przede wszystkim do produkcji izotopów promieniotwórczych. Izotopy wytwarzane w reaktorze EWA, podobnie jak obecnie w reaktorze Maria, stosowane były w medycynie, przemyśle i innych dziedzinach nauki – do leczenia nowotworów, prześwietlania spawów, odlewów, kontroli grubości blach walcowanych.

Przeprowadzano szereg badań związanych z techniką reaktorową i energetyką jądrową. Badania materiałów obejmowały pomiary parametrów neutronowych (spowalniania i dyfuzji), pomiary właściwości jądrowych materiałów konstrukcyjnych i pochłaniających, badanie uszkodzeń materiałów pod wpływem promieniowania. W tzw. pętli energetycznej badano chłodziwa i moderatory, poddając je działaniu dużych strumieni neutronów. Wyznaczano liczby neutronów powstających w rozszczepieniu przy różnych energiach neutronów, badano pochłanianie neutronów w pasmach rezonansowych, badano dyfrakcję i rozpraszanie neutronów na strukturach krystalicznych i wiele innych.

Badania i prace przeprowadzane na reaktorze EWA umożliwiły rozwój fizyki reaktorowej, inżynierii reaktorowej czy elektroniki jądrowej.

Podczas eksploatacji reaktora przeprowadzano próby wykorzystania wody chłodzącej z drugiego obiegu do upraw szklarniowych w pobliżu budynku reaktora. Reaktor nie był jednak nigdy wykorzystywany w celach gospodarczych.

Zobacz też[edytuj | edytuj kod]

Przypisy

  1. Tadeusz Wójcik. Trochę historii. Jak kupowano reaktor EWA do Świerku?. „Postępy techniki jądrowej”. 54 (1-2011), 2011. Państwowa Agencja Atomistyki. ISSN 0551-6846 (pol.). 
  2. Record HEU return from Poland (ang.). World Nuclear News, 2010-10-14.
  3. Banknot 20 000 zł.

Bibliografia[edytuj | edytuj kod]

Linki zewnętrzne[edytuj | edytuj kod]