Porównanie reaktora badawczego Maria z reaktorem TRIGA

Transkrypt

1 Porównanie reaktora badawczego Maria z reaktorem TRIGA Podczas wyjazdu naukowego mięliśmy okazję zwiedzać reaktor badawczy FiR 1 TRIGA w podhelsińskim Otaniemi, znajdujący się na terenie miejscowego uniwersytetu. Naturalnym było porównanie zwiedzanego obiektu z naszym rodzimym, a znajdującym się w Świerku pod Warszawą, reaktorem badawczym MARIA. Przemyślenia te stały się podstawą do napisania poniższego artykułu. Postaramy się w nim przybliżyć obydwa obiekty, ze wskazaniem cech wspólnych oraz różnic. Rys.1 Reaktory badawcze w Europie zachodniej i środkowej I. Polski reaktor badawczy MARIA Jedynym działającym na terenie Polski rektorem jest Maria. Jego nazwa pochodzi od imienia podwójnej laureatki nagrody Nobla Marii Skłodowskiej-Curie. Od 1995 r. jest jedynym działającym w Polsce reaktorem (poprzednikiem Marii był reaktor EWA). Jego moc cieplna to 30 MW. Reaktor MARIA rozpoczął swoją pracę 18 grudnia 1974 r. i od tego czasu z pewnymi przerwami służy polskim naukowcom w wielu dziedzinach nauki.

2 Rys. 2 Przekrój pionowy reaktora wraz z basenem technologicznym i komorą gorącą. Źródło: Rdzeń reaktora zanurzony jest w wodzie destylowanej na głębokości 7 m. Woda spełnia rolę osłony przed promieniowaniem, chłodziwa i, przede wszystkim, moderatora (spowalniacza neutronów). 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. Rys. 3. Przekrój poziomy rdzenia reaktora. Objaśnienie schematu: 1. bloki grafitowe reflektorów; 2. bloki berylowe w rdzeniu reaktora; 3. osłona komór jonizacyjnych; 4. zestawy paliwowe; H3-H8 zakończenia kanałów do wyprowadzania wiązek. Źródło: Paliwem jądrowym reaktora MARIA były sześciorurowe lub pięciorurowe (MR-6 lub MR-5) zestawy paliwowe zawierające uran wzbogacony do 80% w izotop U-235. Od 1999 roku reaktor wykorzystywał zestawy paliwowe zawierające uran wzbogacony do 36% w izotop U-235. Obecnie paliwem jest paliwo niskowzbogacone o wzbogaceniu 19,75%, wyprodukowane przez francuską firmę CERCA. Wypalone paliwo reaktora MARIA jest przechowywane w wodnym przechowalniku. Z inicjatywy amerykańskiej, w ramach programu Global Threat Reduction Initiative, w latach przeprowadzono wywóz wypalonego paliwa z polskich reaktorów badawczych (EWA i Maria) do Federacji Rosyjskiej. Spowolnienie neutronów w reaktorze MARIA odbywa się głównie w wodzie, która zajmując około 20% objętości rdzenia uczestniczy w 70% w spowolnianiu neutronów. Pozostałe

3 30% procesów spowolnienia zachodzi w blokach berylowych. Zastosowanie berylu umożliwia zastosowanie dużych skoków siatki paliwowej w rdzeniu reaktora Maria, a w konsekwencji uzyskanie znacznych objętości kanałów, w których są prowadzone naświetlania materiałów tarczowych. W reaktorze MARIA jako elementy regulacyjne, kompensacyjne i bezpieczeństwa zastosowano pręty z węglikiem boru koszulkowanego w aluminium. Elementy te umiejscowione są w kanałach w matrycy berylowej. Elementy te są przemieszczane w rdzeniu przy pomocy napędów umieszczonych na górnej płycie reaktora. System chłodzenia reaktora MARIA zawiera trzy obiegi chłodzenia: 1. obieg chłodzenia elementów paliwowych, 2. obieg chłodzenia elementów basenu, 3. wtórny obieg chłodzenia. Każdy element paliwowy jest indywidualnie połączony do zbiorczych rurociągów systemu chłodzenia elementów paliwowych. Wszystkie kanały chłodzenia elementu paliwowego są wyposażone w przepływomierz i miernik temperatury chłodziwa na wyjściu z elementu paliwowego. Energia cieplna wytworzona w kanałach elementów paliwowych jak i w basenie reaktora jest przekazywana do obiegu wtórnego przez system wymienników ciepła i tu jest rozpraszana do atmosfery w trzech celach wieży chłodniczej. Reaktor posiada szereg zabezpieczeń z dużymi marginesami bezpieczeństwa. Zaczynając od budynku reaktora, kończąc na systemach automatyki, która czuwa nad bezpieczeństwem. Jest to reaktor doświadczalno-produkcyjny obecnie przeznaczony do następujących celów: napromieniowywania materiałów tarczowych do produkcji radioizotopów, badań materiałowych i technologicznych, neutronowego domieszkowania materiałów półprzewodnikowych, neutronowej modyfikacji materiałów, badań fizycznych i neutronograficznych, wykorzystania wiązek neutronów dla celów medycznych, celów szkoleniowych w zakresie fizyki i techniki reaktorowej. Reaktor MARIA jest unikalnym narzędziem badawczym i produkcyjnym. Powstający w trakcie reakcji rozszczepienia jąder uranu, strumień neutronów wykorzystywany jest do modyfikacji umieszczonego w rdzeniu reaktora materiału tarczowego. Efektem tych oddziaływań jest wytwarzanie radioizotopów dla celów medycznych, przemysłowych i naukowych, jak również modyfikacja neutronowa innych materiałów, które na skutek zachodzących reakcji jądrowych zmieniają swoje właściwości. W tym drugim przypadku mamy do czynienia m.in. z neutronowym domieszkowaniem kryształów krzemu, czego końcowym efektem jest powstawanie określonych półprzewodników oraz z neutronową modyfikacją minerałów czego wynikiem jest koloryzacja topazów. Wszystkie te procesy prowadzone są w specjalnych instalacjach umieszczonych w obszarze rdzenia reaktora i sąsiadującego z nim reflektora grafitowego. W szczególności są to izotopowe kanały do napromieniania, stanowisko neutronowego domieszkowania krzemu, specjalne kanały do napromieniania kryształów topazów zapewniające ukształtowanie wymaganego dla tego procesu widma neutronów, czy specjalne kanały do napromieniania tarcz uranowych wykorzystywanych do produkcji molibdenu-99 ważnego radioizotopu dla medycyny nuklearnej. Nowymi instalacjami wprowadzanymi do eksploatacji, a przeznaczonymi do napromieniowania materiału tarczowego, są m.in. konstrukcje do napromieniowywania w kanałach pod prętami bezpieczeństwa reaktora oraz specjalne kanały umieszczone we wnętrzu elementu paliwowego pozwalające do napromieniowania w widmie neutronów prędkich.

4 Reaktor MARIA jest obecnie jednym z najlepszych reaktorów w Europie. Wysoki strumień neutronów w rdzeniu, możliwość dostosowania konfiguracji rdzenia do wymogów użytkowników, stosunkowo młody wiek urządzenia oraz lokalizacja z dala od dużych aglomeracji ludzkich są argumentami przemawiającymi za efektywną i co najmniej dwudziestoletnią dalszą eksploatacją tego reaktora. Ze względu na niekorzystną lokalizację (bliskość dużych skupisk ludności) jak i fizyczne zestarzenie się urządzeń liczne reaktory badawcze w Europie zostały wyłączone z eksploatacji, co zwiększa atrakcyjność reaktora MARIA. Rys. 4 Promieniowanie Czerenkowa w reaktorze Maria 2. Fiński reaktor badawczy FiR 1 Fiński reaktor TRIGA FiR 1 znajduje się w Otaniemi, mieście położony w bezpośrednim sąsiedztwie Helsinek. Dostarczony przez General Atomics, został uruchomiony w marcu 1962 roku. Zarządzany przez VTT (ang. Technical Research Centre of Finland) od 1972 roku, wcześniej znajdował się bezpośrednio pod administracją Helsińskiego Uniwersytetu Technicznego. Jego przeznaczeniem od początku było wspieranie rozwoju narodowego programu atomowego, przemysłu oraz sektora badań medycznych. Rys. 5 Reaktor typu TRIGA. Żródło:

5 Budowa i dane techniczne FiR 1 jest reaktorem basenowym TRIGA Mark II z grafitowym reflektorem. Konstrukcja ta została zaprojektowana do celów badawczo-naukowych, ze szczególnym uwzględnieniem kwestii bezpieczeństwa. Nadrzędnym celem postawionym przez projektantów było opracowanie technologii z którą mogliby współpracować niedoświadczeni operatorzy, bez jakiegokolwiek ryzyka stopienia paliwa. Udało się to osiągnąć dzięki zastosowaniu paliwa zawierającego mieszankę wodorku uranu i wodorku cyrkonu (UZrH) z wykorzystaniem 20% wagowego udziału wzbogaconego uranu U-235. Kluczową cechą jest ujemna reaktywność termiczna, co oznacza że wraz ze wzrostem temperatury rdzenia moc cieplna paliwa gwałtownie maleje. Reaktor stabilizuje się więc automatycznie, na bezpiecznym poziomie szybkości reakcji i temperatury. Operacyjna moc cieplna reaktora to 250 kw, z możliwością chwilowego (ok. 30 ms) tysiąckrotnego przeciążenia (do poziomu 250 MW). Zastosowania medyczne W latach dziewięćdziesiątych ubiegłego wieku przystosowano reaktor do prowadzenia terapii borowoneutronowej BNCT (ang. Boron Neutron Capture Therapy). Terapia ta, jest metodą leczenia niektórych typów nowotworów, zwłaszcza mózgu. W metodzie BNCT do organizmu wprowadza się związki boru ( 10 B), osadzane możliwie selektywnie w tkance nowotworowej. Następnie napromieniowuje się pacjenta wiązką neutronów; w wyniku reakcji z jądrami 10 B powstają cząstki alfa i jony 7 Li. Cząstki te mają znaczną energię i mały zasięg, mogą niszczyć więc lokalne komórki nowotworowe. Sąsiadująca zdrowa tkanka zawiera mniej boru i nie jest poważnie zagrożona. By móc napromieniować pacjenta wiązką neutronów o odpowiedniej energii (0,5 ev-10 kev) konieczne było zastosowanie moderatora o nazwie handlowej Fluental (składającego się z wagowo z 30% glinu (Al), 69% fluorku glinu (AlF 3 ) oraz 1% fluoru litu (LiF)), oraz dostosowanie konstrukcji. W 1997 roku usunięto część osłony, zainstalowano kolimator cząstek oraz zbudowano pokój zabiegowy. Osiągano natężenie neutronów wielkości 1,1x10 9 neutronów cm 2 /sec. Rys. 6 Schemat prowadzenia leczenia BNCT Produkcja radioizotopów Oprócz działalności związanej z zastosowaniami medycznymi prowadzono produkcję izotopów dla przemysłu, testy napromieniowania próbek oraz analizę aktywacji neutronowej (bombardowania jąder pierwiastków wolnymi neutronami celem wywołania przejścia w stan wzbudzony). Typowymi izotopami produkowanymi w reaktorze są 24 Na, 82 Br i 140 La. Mimo komercyjnej produkcji na potrzeby przemysłu, działalność reaktora jest finansowana ze środków VTT, oraz innych organizacji rządowych.

6 Na Ar Cr Cu Br Ru La Sm Au Tab. 1 Zestawienie produkowanych w reaktorze izotopów, wyrażone w MBq Liczba aktywacji neutronowych Liczba zabiegów BNCT Tab. 2 Zestawienie ilości prowadzonych prób Działalność edukacyjna Działalność naukowo-badawcza reaktora jest doskonałą okazją do szkolenia kadr, oraz edukowania studentów. Organizowane są zajęcia, laboratoria i pokazy dla studentów, we współpracy z Helsińkim Uniwersytetem Technologicznym i Politechniką w Lappeenrancie. Prowadzone są również kursy szkoleniowe dla pracowników związanych z branżą energetyczną, oraz innych, wykorzystujących zjawiska jądrowe. MARIA FiR 1 Zastosowanie Doświadczalno-produkcyjne Badawczo-naukowe (również cele produkcyjne) Typ Basenowy Basenowy Moderator Woda Woda Reflektor Grafitowy Grafitowy Paliwo Niskowzbogacone Niskowzbogacone Moc zainstalowana 30 MW 250 kw Rok oddania do użytku Lokalizacja Z dala od skupisk ludzkich Na terenie kampusu uniwersyteckiego Współpraca ze szkolnictwem wyższym Tak Tak Tab. 3 Porównanie podstawowych danych o reaktorach 3. Podsumowanie Mimo zauważalnej różnicy mocy nominalnej obydwu reaktorów (MARIA 30 MW, FiR kw), powyższe porównanie ukazuje szereg podobieństw między nimi. Ze względu na ten sam charakter obiektów (naukowo badawczy) są one wykorzystywane w tych podobnych celach. Zarówno w jednym jak i drugim obiekcie produkuje się izotopy pierwiastków na potrzeby przemysłu, czy prowadzi eksperymenty medyczne pozwalające rozwijać nowatorskie terapie leczenia nowotworów. Współpracują one również ściśle z lokalnymi uczelniami, np. fiński reaktor był świetną bazą do szkolenia przyszłych operatów elektrowni jądrowych. Być może MARIA, w przyszłości, spełni podobną rolę.