Reaktor Maria

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Przejdź do nawigacji Przejdź do wyszukiwania
Hala reaktora Maria z lotu ptaka
Reaktor Maria – komory gorące

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[edytuj | edytuj kod]

Reaktor Maria – sterownia
Reaktor Maria – rdzeń w czasie przerwy w pracy, bez wody
Reaktor Maria – rdzeń w czasie przerwy w pracy, bez wody
  • 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 niskowzbogacone [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[edytuj | edytuj kod]

Reaktor Maria w czasie budowy
Budynek reaktora Maria
Promieniowanie Czerenkowa w reaktorze Maria

Rdzeń[edytuj | edytuj kod]

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[edytuj | edytuj kod]

Pierwotnie paliwem wykorzystywanym w reaktorze Maria były sprowadzane z Rosji zestawy paliwowe sześcio- i pięciorurowe (MR-6 i MR-5) zawierające uran wzbogacony do 80% w izotop 235U. Od 1999 roku reaktor wykorzystuje zestawy paliwowe zawierające uran wzbogacony do 36%[8]. Od 2009 roku wymieniono kluczowe elementy, dzięki czemu reaktor pracuje na paliwie niskowzbogaconym, tj. o zawartości izotopu 235U poniżej 20%. Każdy element paliwowy jest umieszczony w kanale technologicznym indywidualnie połączonym z pierwotnym obiegiem chłodzenia paliwa. Zużyte paliwo jest przechowywane pod wodą, w basenie oddzielonym śluzą od basenu reaktora. Z reaktora rozchodzi się także promieniście sześć poziomych kanałów, służących do wyprowadzania wiązek neutronów.

Chłodzenie[edytuj | edytuj kod]

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[edytuj | edytuj kod]

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[edytuj | edytuj kod]

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[9]:

  • 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[10] (Maria jest jednym z siedmiu reaktorów na świecie, w których produkuje się tego typu izotopy)[11],
  • 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[12]
  • celów szkoleniowych w zakresie fizyki i techniki reaktorowej.

Eksploatacja[edytuj | edytuj kod]

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[9]. Według aktualnych ocen technicznych po modernizacji może być eksploatowany do 2060[13].

Zobacz też[edytuj | edytuj kod]

Przypisy[edytuj | edytuj kod]

  1. Badawczy reaktor jądrowy MARIA, Narodowe Centrum Badań Jądrowych [dostęp 2020-04-22].
  2. Zarządzenie nr 31 Prezesa Rady Ministrów z dnia 13 grudnia 1982 r. w sprawie organizacji jednostek naukowo-badawczych i rozwojowych atomistyki, M.P. z 1982 r. nr 32, poz. 279.
  3. Rozporządzenie Rady Ministrów w sprawie połączenia Instytutu Problemów Jądrowych imienia Andrzeja Sołtana oraz Instytutu Energii Atomowej POLATOM z dnia 5 sierpnia 2011, Dz.U. z 2011 r. nr 173, poz. 1032.
  4. a b Andrea, Civil HEU Watch: Tracking Inventories of Civil Highly Enriched Uranium | Institute for Science and International Security, isis-online.org [dostęp 2018-12-09] (ang.).
  5. Record HEU return from Poland. World Nuclear News, 2010-10-14. [dostęp 2015-11-17].
  6. Zużyte ....
  7. a b opis reaktora Maria. [zarchiwizowane z tego adresu (2010-01-20)].
  8. Dane techniczne. Narodowe Centrum Badań Jądrowych, 2011–2013. [dostęp 2018-10-01].
  9. a b Badawczy reaktor jądrowy MARIA. Narodowe Centrum Badań Jądrowych. [dostęp 2020-04-25].
  10. Matthew Wald. Poland emerges as new source of rare medical isotope. „International Herald Tribune”, s. 2, 2010-02-18 (ang.). 
  11. Pozostałe to kanadyjski NRU, holenderski HFR, francuski Osiris, belgijski BR2, południowoafrykański Safari i australijski Opale. Patrz: Stéphane Foucart. L’imagerie médicale menacée de paralysie mondiale. „Le Monde”, s. 4, 2010-02-24 (fr.). 
  12. Reaktor MARIA szykuje się do badań nad terapią borowo-neutronową. [dostęp 2020-04-25].
  13. Polski reaktor pracuje bezpiecznie, Metro 9.04.2015.

Linki zewnętrzne[edytuj | edytuj kod]