Inna strona energetyki jądrowej, czyli kilka słów o reaktorach badawczych

Energetyka jądrowa, jak sądzę, większości ludzi kojarzy się z rozległymi obszarami elektrowni jądrowych, obejmującymi duże budynki reaktorów, maszynownie czy chłodnie kominowe. Reaktory badawcze są zwykle pomijane w tych rozważaniach i wiedza na ich temat nie jest tak obszerna jak w przypadku reaktorów energetycznych. Nie można jednak zapominać, że reaktory badawcze pełnią bardzo istotną rolę zarówno w przemyśle, jak i w dziedzinie nauki. Stąd też pragniemy spróbować przybliżyć tę tematykę w niniejszym artykule.  

Reaktory badawcze posiadają mniejszą moc w porównaniu z reaktorami energetycznymi. Mają wiele zastosowań, służą do produkcji promieniotwórczych izotopów do zastosowań w radiomedycynie oraz wiązek neutronów na potrzeby badań naukowych. Stanowią edukacyjne jednostki wykorzystywane do szkoleń personelu w napromieniowaniu materiałów oraz prowadzenia badań w tematyce fizyki reaktorów, inżynierii jądrowej czy analiz aktywacyjnych, a także badań nad zachowaniem materiałów strukturalnych podczas napromieniowania.

Na rysunku 1 zostało przedstawione rozmieszczenie reaktorów badawczych na świecie.

1. Mapa działających reaktorów badawczych na świecie

Rys. 1. Mapa działających reaktorów badawczych na świecie [1]

Statystyki IAEA (Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej) wskazują, że na świecie istnieje 245 reaktorów badawczych. Oprócz tego, 4 znajdują się w budowie, zaś 8 reaktorów badawczych jest planowanych. W tabeli 1 pokazano, ile reaktorów badawczych nadal pracuje, ile jest planowanych, a ile zostało wyłączonych.

2. Reaktory badawcze w liczbach

Tabela. 1. Reaktory badawcze w liczbach [3]

Początki

Pierwszy reaktor badawczy, ZOE, został uruchomiony we Francji w 1948 roku. Był to reaktor tzw. zerowej mocy (zero power reactor), co oznacza bardzo małą moc – rzędu kilkudziesięciu MW.

Kolejny francuski reaktor, RAPSODIE, był pierwszym eksperymentalnym reaktorem chłodzonym sodem. Został uruchomiony w roku 1962, zaś stan krytyczny osiągnął w 1967. Posiadał moc nominalną 20 MWth. Był zlokalizowany w Cadarache. Był to reaktor typu pętlowego – system chłodzenia składał się z kilku pętli. Paliwem była mieszanina dwutlenku uranu (70%) oraz dwutlenku plutonu (30%). Moc reaktora ulegała zmianie na przestrzeni lat – pod koniec roku 1967 wzrosła do 24 MWth, a po przeprojektowaniu rdzenia w 1970 do 40 MWth. Dziesięć lat później moc została zredukowana do 22 MWth, aby zminimalizować naprężenia cieplne, które pojawiły się w wyniku pęknięć w zbiorniku reaktora. Reaktor został wyłączony w kwietniu 1983 roku.

Reaktory badawcze w Polsce

Pierwszym reaktorem badawczym w Polsce był reaktor EWA (od słów – eksperymentalny, wodny, atomowy). Został uruchomiony w 1958 roku. Był on konstrukcji radzieckiej WWR-S, jego moc wynosiła 2 MWth. Paliwem był wzbogacony uran, zaś moderatorem – woda pod ciśnieniem.

W roku 1963, a następnie w 1967 reaktor przeszedł remonty, które miały na celu poprawić bezpieczeństwo oraz pozwolić na wykorzystanie bardziej wzbogaconego paliwa. Spowodowały także wzrost mocy do 10 MWth.

Reaktor był wykorzystywany do produkcji izotopów promieniotwórczych, które były wykorzystywane w medycynie, przemyśle i badaniach naukowych oraz do badań prowadzonych na wiązkach neutronów.

3. Reaktor EWA

Rys. 2. Reaktor EWA [8]

Reaktor EWA został wyłączony w 1995 roku. W 2010 roku wywieziono do Rosji wypalone paliwo, a także promieniotwórcze elementy reaktora. Budynek jest w ciągłym wykorzystywaniu przez Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Świerku.

Reaktor Anna został uruchomiony w 1963 roku w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku. Posiadał moc nominalną 10 kW. Został wyłączony w latach 80. XX wieku. Jego modyfikacją był reaktor P-Anna – pierwszy i jak dotąd jedyny reaktor prędki w Polsce. Obecnie jest on zamknięty.

Reaktor MARYLA to niewielki, laboratoryjny reaktor konstrukcji basenowej, co oznacza, że obieg pierwotny umieszczony jest w zbiorniku. Był chłodzony i moderowany przez wodę. Został zbudowany w rogu hali reaktora EWA i uruchomiony w 1963 roku w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku. Posiadał moc 100 W (reaktor zerowej mocy) i nie potrzebował aktywnego odprowadzania ciepła. Służył do testów paliwa reaktora EWA oraz technologii reaktorów badawczych.

Reaktor Agata został uruchomiony w 1973 roku w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku. Był zlokalizowany w hali reaktora Anna. Jego moc nominalna wynosiła 10 W. Służył do testów paliwa reaktora MARIA, ze względu na podobną budowę, a także jako reaktor szkoleniowy dla przyszłych operatorów reaktora MARIA.

UR-100 (zwany również WANDA od słów: Wodny, Akademicki, Naukowy, Dydaktyczny, Aplikacyjny) był uniwersyteckim reaktorem o mocy 100 kW, posiadał konstrukcję basenową. Był chłodzony i moderowany wodą. Miał być wykorzystywany na uczelniach wyższych, które posiadały kierunki powiązane z tematyką jądrową.

Reaktor MARIA znajduje się w Narodowym Centrum Badań Jądrowych w Świerku. Nosi imię Marii Skłodowskiej-Curie. Został uruchomiony w 1974 roku. Jest obecnie jedynym reaktorem badawczym działającym w Polsce. Jest to reaktor o unikatowej budowie, gdyż łączy w sobie elementy typu kanałowego oraz basenowego. Posiada moc o wartości 30 MWth. Reaktor jest moderowany za pomocą wody (70%) i berylu (30%). Paliwem jest dyspersja krzemku uranu w aluminium.

MARIA stosowała paliwo wysoko wzbogacone do 80% do roku 1999. Następnie reaktor został poddany dwukrotnemu procesowi konwersji paliwa polegającemu na obniżeniu poziomu wzbogacenia – w 2010 roku do 36% oraz w 2012 roku do 19,75%. Proces konwersji paliwa jądrowego w reaktorach badawczych miał wymiar globalny. Jego celem było przeciwdziałanie przejęciu wysoko wzbogaconego paliwa jądrowego przez terrorystów w przypadku kradzieży.

Reaktor MARIA prowadzi prace i badania w zakresie fizyki reaktorów, zarządzania wypalonym paliwem jądrowym oraz bezpieczeństwa elektrowni jądrowych. Służy do produkcji wiązek neutronów na potrzeby medyczne i przeprowadzania szkoleń.

Dodatkowo w 2010 roku reaktor MARIA rozpoczął produkcję molibdenu-99 z powodu nieplanowanych przerw w wytwórstwie tego radioizotopu w reaktorze badawczym NRU w Kanadzie i w HFR w Holandii w 2008 roku.

Na rysunku 3 została pokazana hala reaktora MARIA.

4. Reaktor MARIA

Rys. 3. Reaktor MARIA [2]

Szacuje się, że reaktor MARIA może być eksploatowany do 2020 roku, a nawet do lat 2050 – 2060.

Produkcja 99Mo

Jak wcześniej zostało wspomniane, reaktory badawcze mogą produkować molibden (99Mo), którego pozyskiwanie jest bardzo istotne: izotop ten znajduje zastosowanie w radiomedycynie.

99Mo jest otrzymywany na dwa sposoby. Pierwszą metodą jest jego produkcja podczas przemiany jądrowej: następuje rozszczepienie uranu i izolowanie radionuklidu z mieszaniny produktów reakcji . W tym przypadku materiałem tarczowym wykorzystywanym w tym procesie jest ośmiotlenek uranu U3O8 lub dwutlenek uranu UO2 wzbogacony w 235U .

Drugim zaś sposobem jest napromieniowanie 98Mo przez wiązkę neutronów według poniższego schematu.

5. Schemat przebiegu reakcji powstawania molibdenu 99 oraz technetu 99m

Rys. 4. Schemat przebiegu reakcji powstawania molibdenu-99 oraz technetu-99m [11] [9]

W reaktorze MARIA 99Mo jest produkowany za pomocą specjalnie zaprojektowanego zbiornika, który został przedstawiony na rysunku 5.

Ponadto 99Mo jest źródłem technetu-99m dla medycyny nuklearnej.

 6. Przekrój poprzeczny do produkcji molibdenu         7.Ogólny widok zbiornika

Rys. 5. a) Przekrój poprzeczny zbiornika do produkcji molibdenu [NCBJ], b) Ogólny widok zbiornika [własne opracowanie]

Na świecie istnieje 7 reaktorów badawczych, które produkują molibden. Na rysunku poniżej została pokazana mapa z wyżej wskazanymi ośrodkami.

Reaktory badawcze - molibden

Rys. 6. Rozmieszczenie reaktorów badawczych produkujących 99Mo na świecie [opracowanie własne]

Podsumowanie

Reaktory badawcze odgrywają ważną rolę w energetyce jądrowej. Stanowią poniekąd jej uzupełnienie oraz bazę do badań nad bezpieczeństwem reaktorów. Posiadają wiele zastosowań, które zostały wymienione w artykule. Zapewniają również zatrudnienie, a także rozwój młodych naukowców.


Autor: Aleksandra Luks


Referencje

  • http://interaktywna.wyborcza.pl/ilab4/
  • http://www.ncbj.gov.pl/
  • Baza danych IAEA: https://nucleus.iaea.org/RRDB/RR/ReactorSearch.aspx?rf=1
  • http://www.iea.cyf.gov.pl/reaktor.html
  • http://www.zs3.lublin.pl/2007-2008/2008-04-09_swierk/swierk12.html
  • http://www.paa.gov.pl/?frame=4.1.1
  • http://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal00/Zberecki/maria.htm
  • http://www.nuclear.pl/polska,obiekty,obiekty-jadrowe-w-polsce.html
  • Iller, J. Jaroszewicz, K. Pytel: Molibden-99 – radionuklid deficytowy. Postępy Techniki Jądrowej, Vol. 53, Z.3 – p. 20 – 29. 2010
  • http://www.ncbj.gov.pl/maria/wykorzystanie
  • Norma branżowa BN-74 3422-11. Otwarte źródła promieniotwórcze Generator izotopu promieniotwórczego technetu-99m, sterylny. Instytut Badań Jądrowych – Ośrodek Produkcji i Dystrybucji Izotopów, Wydawnictwa Normalizacyjne Dz. Norm i Miar nr 17/1974 poz. 57
Pokaż więcej w  Energia Jądrowa
Brak możliwości skomentowania

Sprawdź również

Small Modular Reactors (SMR)

Według Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA) wielkość reaktora jest określana zg…