REAKTORY JĄDROWE: BADAWCZE i ENERGETYCZNE

Transkrypt

1 REAKTORY JĄDROWE: BADAWCZE i ENERGETYCZNE 1. REAKTORY JĄDROWE: BADAWCZE I ENERGETYCZNE 1.1.Reaktory jądrowe: wprowadzenie 1.2.Reaktor badawczy MARIA 1.3.Eksploatacja reaktora MARIA Materiał dydaktyczny dla Wydziału Fizyki Politechniki Warszawskiej w ramach bloku wykładów pt.: Podstawy Bezpieczeństwa Jądrowego i Ochrony Radiologicznej Zadanie nr 33 Modyfikacja kształcenia na Wydziale Fizyki w zakresie wykorzystywania technik i technologii jądrowych w gospodarce narodowej Projekt Program Rozwojowy Politechniki Warszawskiej współfinansowanego przez Unię Europejską w ramach Europejskiego Funduszu Społecznego (Program Operacyjny Kapitał Ludzki) Opracował mgr inz. Krzysztof Isajenko

2 1.2 Reaktory jądrowe wprowadzenie 1. Podstawowe informacje o reaktorach jądrowych Zacznijmy od prostej definicji reaktora jądrowego jako urządzenia, w którym pod wpływem neutronów zachodzi proces podziału pierwiastków rozszczepialnych. W każdym rozszczepieniu powstają nowe neutrony i pewna ilość energii, która zamienia się w ciepło oraz generowana jest energia cieplna w wyniku hamowania oddalających się od siebie fragmentów rozszczepienia. Powstające neutrony mogą znów wywołać rozszczepienie i stąd pochodzi pojęcie reakcji łańcuchowej. W zależności od tego czy więcej korzystamy z powstałych neutronów czy z wytworzonego ciepła możemy mówić o reaktorach badawczych lub energetycznych. W tych pierwszych ciepło jest jakby zbędnym produktem, a w tych drugich służy do podgrzewania czynnika chłodzącego, który wykorzystuje się do produkcji energii elektrycznej. Wyzwalanie neutronów i energii cieplnej zachodzi w reaktorach w sposób kontrolowany w przeciwieństwie do reakcji rozszczepienia zachodzącej w bombie jądrowej. Ogólnie każdy reaktor jądrowy składa się z: rdzenia reaktora zawierającego elementy paliwowe i sterujące reflektora elementów konstrukcyjnych rdzenia, systemów chłodzenia. Ponad to w reaktorze energetycznym istnieje urządzenia do przetwarzania powstałego ciepła na energię elektryczną poprzez wytwarzanie pary wodnej, która napędza turbinę wraz generatorem elektrycznym, natomiast reaktor badawczym posiada urządzenia do wykorzystania powstających neutronów do badań materii lub produkcji radioizotopów. Klasyfikacja reaktorów badawczych prowadzona może być prowadzona ze względu na: (a) strumień neutronów zestawy krytyczne i reaktory mocy zerowej < 10 9 n/(cm 2 s) reaktory nisko strumieniowe reaktory średnio strumieniowe reaktory wysoko strumieniowe reaktor impulsowe > (b) przeznaczenie produkcja radioizotopów badania materiałowe wykorzystania specjalne (analiza aktywacyjna, zastosowania medyczne itp.) (c) sposób odbioru ciepła reaktory basenowe reaktory pętlowe i pewno szereg innych kryteriów ale już mniej ważnych. Pod względem konstrukcyjnym reaktory jądrowe składają się z: elementy paliwowe (prętowe, płytowe, rurowe i specjalne pierwsze elementy paliwowe to prętowe dalej płytowe dla reaktora do badań materiałowych, oryginalne systemy rurowe dla reaktorów rosyjskich ale

3 też belgijski oraz specjalne jak dla FRM II jeden element) elementy konstrukcyjne rdzenia reaktora systemy chłodzenia (pierwotny i wtórny) system sterowania i zabezpieczeń systemy te należy rozdzielić w nowych reaktorach ze względów bezpieczeństwa systemy informacyjne (pomiary parametrów technologicznych, nadzór wibracyjny, przeciwpożarowy) system dozymetryczny systemy dodatkowe (napromieniania, wyprowadzania neutronów o określonej energii itp.) specjalne kanały do napromieniania, poczta pneumatyczna, kanały do wyprowadzania wiązek neutronów do badań fizycznych (a w tym np. stanowisko BNCT do terapii neutronowej) Podstawowym zagadnieniem w reaktorach jądrowych jest utrzymanie łańcuchowej reakcji rozszczepienia na stałym poziomie w sposób kontrolowany. Powstające neutrony muszą być zbilansowane z neutronami pochłanianymi w materiałach konstrukcyjnych i neutronami uciekającymi poza rdzeń reaktora. 2. Zastosowanie reaktorów jądrowych W zasadzie rozróżniamy cztery główne typy reaktorów jądrowych ze względu na ich zastosowanie: (1) reaktory badawcze do badań fizycznych materii, (2) reaktory transportowe do napędu okrętów i statków (3) reaktory produkcyjne do wytwarzania radioizotopów do zastosowań w medycynie przemyśle, (4) reaktory energetyczne do produkcji energii elektrycznej i ewentualnie ciepła technologicznego. Reaktor badawczy to taki reaktor, który służy do: produkcji sztucznych pierwiastków promieniotwórczych prowadzenia badań naukowych z wykorzystaniem powstających neutronów, badania wpływu promieniowania na różne materiały. Kolejność wymienionego przeznaczenia reaktora jest dosyć dowolna ale zawsze jedno z działań jest priorytetowe i stąd reaktor służące do badań naukowych (FRM II w Niemczech), badań materiałowych (Horowitz aktualnie budowany we Francji) czy produkcji radioizotopów (NRU w Kanadzie). W początkowym okresie przewagę miały zestawy krytyczne i reaktory mocy zerowej przeznaczone do badań fizyki reaktorowej i w miarę rozwoju zyskiwały przewagę reaktory bo badań materiałowych czyli reaktory wysoko strumieniowe. Osobno rozwijały się reaktory do badań fizycznych. Przykłady reaktorów do tych badań podane są w Tabeli 2.1. Głównym nowoczesnym narzędziem do badań naukowych i technicznych są reaktory wysokostrumieniowe służące do: prowadzenia napromieniań w obrębie rdzenia neutronami w celu produkcji radioizotopów i prowadzenia badań materiałowych w pętlach wyprowadzania wiązek neutronów na zewnątrz reaktora do prowadzenia badań fizycznych. Doświadczenia fizyczne prowadzone w reaktorach wysoko strumieniowych, mimo sw ej różnorodności można podzielić na kilka charakterystycznych typów. Pozwala to w pewnie sposób usystematyzować zagadnienia techniczne, które w każdym przypadku trzeba rozwiązać. Poniżej przedstawiono osiem typów doświadczeń, które pokrywają wszystkie znane przypadki.

4 (1) napromieniowanie próbek nierozsczepialnych w temperaturze otoczenia (2) napromieniowanie próbek nierozsczepialnych przy temperaturze regulowanej (3) napromieniowanie próbek nierozszczepialnych i rozszczepialnych w temperaturze regulowanej, (4) napromieniowanie przy bardzo niskich temperaturach, (5) napromieniowanie w określonym czasie, (6) napromieniowanie w wyspecjalizowanych pętlach, (7) badania elementów paliwowych naturalnej wielkości, (8) doświadczenia na wiązkach neutronów. 3. Fizyka reaktorów jądrowych Zagadnienia fizyczne w reaktorach jądrowych W tym rozdziale zajmiemy się zagadnieniami fizyki reaktorowej przyjmując, że ogólne podstawy fizyki jądrowej zostały przedstawione w innych częściach podręcznika i są już znane dla czytelnika. Można przyjąć, że pojęcie fizyki reaktorowe powstało pod koniec lat czterdziestych ubiegłego wieku kiedy od kilku lat pracowały już reaktory badawcze i produkcyjne dla wytwarzania plutonu dla celów militarnych. Wiązało się z prowadzenie obliczeń określających masę krytyczną reaktora, opisujących zachowanie się reaktora w czasie eksploatacji oraz zachowanie się powstających produktów rozszczepienia. Obliczenia ten, według dzisiejszych standardów należy uważać za bardzo proste ale znakomicie nadające się do zrozumienia podstaw fizycznych działania reaktorów. Nie będziemy tu opisywać jak dochodzono do poznania zjawiska rozszczepienia jąder ciężkich pierwiastków i możliwości realizacji reakcji łańcuchowej. Procesami zachodzącymi w reaktorach jądrowych, nie zależnie od ich typów i konstrukcji zajmuje się dziedzina fizyki określana jako fizyka reaktorowa. Nie jest ona jednolita i można ją podzielić na trzy działy: statykę, kinetykę i dynamikę reaktorową. Tak też historycznie powstawały one w tej kolejności. Statyka reaktorów jądrowych Statyka reaktorów jądrowych zajmuje się określeniem czy w danych warunkach, materiałowych i geometrycznych, możliwa jest trwała, zachodząca w sposób ciągły, reakcja łańcuchowa rozszczepienia, czyli czy reaktor jest krytyczny tzn. ilość neutronów pozostaje na stałym poziomie. W dalszej kolejności rozpatrywany jest kształt przestrzenny strumienia neutronów lub proporcjonalnej do niego gęstości neutronów w jednostce objętości. Zagadnienia te rozpatrywane są niezależnie od czasu stąd określenie statyka a jak już powiedziano zależą tylko od składu materiałowego i kształtu zewnętrznej bryły reaktora. W inny sposób można powiedzieć że opisuje warunki utrzymania się łańcuchowej reakcji rozszczepienia, a poza tym uwaga skierowana jest na opis rozkładu przestrzennego neutronów. W początkowej fazie przyjmuje się, że reaktor nie zawiera żadnych produktów rozszczepienia. Na określenie tego stanu rzeczy rozpatrujemy następujące pięć procesów: (1) rozszczepienie jądra materiału rozszczepialnego, (2) proces spowalniania neutronów (3) ucieczkę neutronów (4) wychwyt pasożytniczy czyli nie prowadzący do rozszczepienia (5) wychwyt prowadzący do rozszczepienia

5 i wracamy do punktu pierwszego. Jako materiał rozszczepialny traktujemy od początku uran 235, gdyż był on historycznie pierwszy ale obecnie wywiemy, że może nim być uran 238 i uran 233. Ten pierwszy występuje w reaktorach prędkich, a ten drugi powstaje w cyklu torowym poprzez przemianę w toru 232. Powstające neutrony w rozszczepienie posiadają ogromną prędkość czyli odpowiednie widmo energetyczne. Prawdopodobieństwo wywołania rozszczepienia zależne jest od przekroju czynnego, który zależny jest też od energii. By spowodować rozszczepienie neutron musi posiadać odpowiednie widmo. I tu dochodzimy do sprzężenia dwóch stanów energetycznych. Powstaje pytanie jek spowodować by powstające neutrony w rozszczepieniu uzyskały energie właściwą dla spowodowania kolejnego rozszczepienia. Ponieważ energia ich zależy od prędkości to należytą prędkość zmniejszyć czyli spowolnić neutrony. Proces spowalniania zachodzi poprzez zderzenia neutronów z innymi pierwiastkami, w których następuje zmniejszenie jego energii. Najskuteczniej neutron traci energię przez zderzenia z jadrami o podobnej masie, zatem moderatorami mogą być pierwiastki lekkie. W czasie zmiany energii neutronów poprzez zderzenia z innymi jądrami może zachodzić ich wychwyt, który określamy jako pasożytniczy, gdyż nie dochodzi do następnego rozszczepienia. Inną forma strat neutronów jest ucieczka, wydostanie się z obszaru w którym znajduję się materiał rozczepiany. I tu gdy neutron napotka jądrowy materiau rozszczepialnego wracamy do początku tego procesu. Nie jest on taki prosty jak wyżej opisany słowami, a oddaje to dobrze istotę procesu. Rysunkowo można to przedstawić następująco (wykres Sankey a). Wychodząc z tego wykresu można łatwo zrozumieć powstanie podstawowej zależności opisującej tzw. współczynnik mnożenia neutronów w procesie rozszczepienia. gdzie k = η ε p f (1 l) k współczynnik mnożenia dla ośrodka skończonego η liczba neutronów powstałych w procesie rozszczepienia ε współczynnik rozszczepień jąder U 238 neutronami prędkim p prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu rezonansowego f współczynnik wykorzystania neutronów termicznych (1 l) prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów Jest to popularnie zwana formuła czterech współczynników odnoszących się do ośrodka nieskończonego. Warto się zastanowić na interpretacją fizyczna poszczególnych współczynników oraz ich współzależnością: liczba neutronów powstałych w procesie rozszczepienia (η) zależy wyłącznie od pierwiastka rozszczepialnego współczynnik rozszczepień jąder uranu 238 neutronami prędkim w stosunku do wszystkich rozszczepień (ε) zależy od ilości tych jąder w materiale rozszczepialnym prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu rezonansowego (p) określa prawdopodobieństwo uniknięcia wychwytu w uranie 238 zależy współczynnik wykorzystania neutronów termicznych (f) określą cześć neutronów które unikną wychwytu przez inne pierwiastki niż uran 235 i zależy od prawdopodobieństwo uniknięcia ucieczki neutronów (l) zależy od kształtu reaktora.

6 Kinetyka reaktora jądrowego Kinetyka reaktora jądrowego przedstawia nam zachowanie się reaktora w czasie ale tylko gdy wprowadzamy zmiany w jednym parametrze, czyli w pochłanianiu neutronów co może być realizowane przez wprowadzanie lub usuwania materiału silnie pochłaniającego neutrony lub zmianę konstrukcji wpływająca na ucieczkę neutronów z reaktora, co może być traktowane jako zmiana pochłaniania. Dynamika reaktora jądrowego Dynamika reaktora jądrowego jest już najbardziej ogólnym i najpełniejszym opisem zjawisk zachodzących w reaktorze, gdyż oprócz zmiany pochłaniania neutronów bierzemy pod uwagę zmiany temperatury i składu izotopowego materiałów znajdujących się w reaktorze. Sterowanie reaktorem jądrowym Sterowanie reaktorem jądrowym wbrew pozorom wcale nie jest takie proste. Wymaga uwzględniania bardzo wielu czynników ale z drugiej strony daje się opisać punktowym równaniem kinetyki i przedstawić w sposób poglądowy zachodzące zjawiska w reaktorze.

7 1.2 Reaktor badawczy MARIA 1. Historia i dotychczasowa eksploatacja reaktora MARIA Reaktor MARIA jest wysoko strumieniowym reaktorem badawczym typu basenowego z paliwem umieszczonym w indywidualnych kanałach umieszczonych w matrycy berylowej i chłodzonych wodą. Reaktor MARIA osiągnął po raz pierwszy stan krytyczny w grudniu 1974 roku, a eksploatowany był od 1976 r. w Instytucie Badań Jądrowych, a następnie od 1983 roku w Instytucie Energii Atomowej w Świerku. W latach poddany został gruntownej modernizacji mającej a celu usunięcie zauważonych usterek i zwiększenie bezpieczeństwa jego eksploatacji. Konstrukcja reaktora MARIA jest niespotykana w innych reaktorach badawczych. Powstał on na bazie reaktora MR, który został zbudowany w Instytucie Energii Atomowej imienia Igora W. Kurczatowa w Moskwie w latach Wykorzystano w nim konstrukcję elementów paliwowych jak w pierwowzorze ale dodano kanały poziome do badań fizycznych oraz szereg kanałów pionowych do produkcji radioizotopów (reaktor MR przeznaczony był tylko do badań pętlowych). Elementy paliwowe stanowią zamontowane koncentrycznie pięć lub sześć rur umieszczonych w kanale typu rura Field a, tzn. wodza chłodzące w części zewnętrznej elementu rury porusza się w dół, zawraca i środkiem wraca do góry (rurą rozdzielająca jest rura czwarta licząc od środka elementu w przypadku paliwa 5 cio rurowego). Reaktor badawczy MARIA stanowi obecnie jedyny czynny reaktorowy jądrowy w Polsce, który wykorzystywany jest do produkcji izotopów, naświetlania kryształów, domieszkowania krzemu oraz do badań fizycznych i analizy aktywacyjnej. Aktualnie reaktor pracuje na podstawie Zezwolenia Prezesa PAA Nr 1/2001/MARIA z dnia 30 marca 2004 roku ważnego do 31 marca 2009 roku i uzupełnionego późniejszymi Aneksami dotyczącym np. zwiększenia wypalenia określonych elementów paliwowych. Reaktor MARIA, według Raportu Bezpieczeństwa, przeznaczony jest do: produkcji izotopów promieniotwórczych dla potrzeb przemysłu i medycyny, badań materiałów konstrukcyjnych, chłodziw i paliw reaktorowych w sondach i pętlach reaktorowych, neutronowej modyfikacji materiałów (domieszkowanie materiałów półprzewodnikowych, modyfikacja nadprzewodników wysokotemperaturowych, barwienie minerałów topazu itp.), analizy aktywacyjnej i technik autoradiograficznych, badań podstawowych i stosowanych z wykorzystaniem wiązek neutronów, wykorzystywania wiązek neutronów do celów medycznych, szkolenia w zakresie fizyki i techniki reaktorowej. Program pracy reaktora MARIA jest generalnie rzecz biorąc dostosowany do programu napromieniania materiałów tarczowych dla Ośrodka Radioizotopów (OR) i Instytutu Chemii i Techniki Jądrowej (ICHTJ). Gówna charakterystyka reaktora przedstawiona jest w Tabeli 1, a uproszczony widok w przekroju poprzecznym pokazuje rys.2.1. Zestawienie ogólnych informacji o pracy reaktora podano w Tabeli 2.1. Praca reaktora w ostatnich kilku latach prowadzona była maksymalnie w 40 tygodniowych cyklach po 100 godzin każdy, tzn godzin w roku na średnim poziomie mocy MW(th) co przykładowo dla 2002 roku rys.2..

8 Główne parametry reaktora MARIA Parametr Moc nominalna Strumień neutronów termicznych Moderator System chłodzenia Elementy paliwowe materiał wzbogacenie materiał koszulki kształt długość części paliwowej Strumień neutronów w kanałach poziomych Wielkość 30 MW(th) 4, n/cm2 s woda zwykła, beryl Kanałowy stop UO2 Al. 35% aluminium 6 rur koncentrycznych 1000 mm 3,0 5,0 109 n/cm2 s Tabela 2.1 charakterystyczne Ważnym etapem w pracy reaktora MARIA był proces przechodzenia na paliwo o niższym wzbogaceniu, czyli z 80 do 36%. Realizowane to było zgodnie z zaleceniami MAEA i trwało przez ponad 3 lata od 1999 do 2002 roku. Paliwo to mimo niższego wzbogacenia wynoszącego 36% U 235 zawiera więcej uranu w elemencie paliwowym i zapewnienia wymagane poziomy gęstości strumienia neutronów dla prowadzenia napromieniań materiałów tarczowych. Komora Reaktor MARIA jest głównie wykorzystywany do napromieniania materiałów tarczowych, a wśród nich głównie siarki (do produkcji P 32), dwutlenku telluru (do produkcji I 131), chlorku potasu (do produkcji S 35), bromku potasu, związków samaru, lutetu. iterbu, lantanu, miedzi, kobaltu, brązu, próbek materiałów alkalicznych, biologicznych i geologicznych. Charakterystyka ilościowa napromienianych próbek na od początku pracy reaktora pokazana jest na rys.2.2. Widać z niego dynamikę zmian ilości i rodzaju realizowanych naświetlań szczególnie na przestrzeni ostatnich lat (od roku 1996) z wyjątkiem 1999 roku, co spowodowane było ograniczeniem czasu pracy reaktora oraz 2004 roku ze względu na brak paliwa.

9 Rys.2.2. Zestawienie ilość napromieniowanych próbek od 1978 roku (w latach reaktor był modernizowany i nie pracował) Drugim ważnym wykorzystaniem reaktora są badania prowadzona na kanałach poziomych. Nominalne parametry wiązek neutronowych w tych kanałach podaje Tabela 2.2, a główną tematykę prowadzonych Oznaczenie kanału H 3 H 4 H 5 H 6 H 7 H 8 Poprzeczny przekrój wiązki 5,5 x 5,5 5,5 x 5,5 4,0 x 4,0 5,5 x 5,5 5,5 x 5,5 Ø10 [cm x cm] Strumień neutronów na wylocie kanału [n/cm2/s] 1,9 x 109 0,6 x 109 5,4 x 109 1,6 x 109 2,0 x 109 1,9 x 109 badań Tabela 2.3 (pominięto różne prace techniczne). Tabela 2.2 Nominalne parametry wiązek neutronowych w kanałach poziomych reaktora MARIA Tabela 2.3 Wykorzystywaniu kanałów poziomych w reaktorze MARIA w 2006 r.

10 H 4 I IV 0 -nie prowadzono pomiarów ze względu na zbyt niskie natężenie wiązki neutronów H h I 800 -badania naprężeń wewnętrznych w wyrobach stalowych (współpraca z Wydziałem Inżynierii Materiałowej Politechniki Warszawskiej 72,4% II 900 -badania struktury krystalicznej I magnetycznej ferromagnetycznych stopów FexCr3 x(al0.5si0.5) w temperaturze 10 K III 600 -badanie struktury atomowej amorficznego stopu Nd0.6Fe0.3Al0.1 (współpraca z Wydziałem Inżynierii materiałowej Politechniki Warszawskiej) -badanie struktury czystego I uwodornionego proszku magnezu (Mg i MgH2) -kalibracja dyfraktometru -badania układu do demonstracji moderacji neutronów H h 86,1% H h 82,4% H 8 74 h 0,2% kanał H h 74,4 % IV 600 -badanie struktury atomowej amorficznego stopu Nd0.6Fe0.3Al0.1 (współpraca z Wydziałem Inżynierii materiałowej Politechniki Warszawskiej) -badanie uporządkowania atomowego dalekiego zasięgu w próbkach węgla aktywnego GF45 (współpraca z Wydziałem Chemii Politechniki Warszawskiej) I 900 -badanie relacji dyspersji fal spinowych w stopie Pd(10%Fe) w funkcji temperatury, określenie temperatury Curie (kontynuacja tematu "Fale spinowe w nieuporządkowanym stopie Pd Fe") II 900 -badanie uporządkowania bliskiego zasięgu w monokrystalicznych próbkach Mn0.75Cu0.25 w różnych stadiach rozpadu spinodalnego III 750 -badania wpływu obróbki termicznej i deformacji plastycznej na strukturę stopu Mn0.75Cu0.25 -badanie temperaturowej zależności uporządkowania bliskiego zasięgu w stopie Mn0.40Cu0.60 IV 900 -badanie temperaturowej zależności atomowego i magnetycznego uporządkowania bliskiego zasięgu w stopie Mn0.40Cu0.60 I 900 -badane atomowego i magnetycznego uporządkowania bliskiego zasięgu w stopie Mn(60%Cu) w funkcji temperatury -badanie anizotropii rozpraszania elastycznego w stopie Mn(39%Ni) II 900 -wyznaczenie temperatury Néela I badania rozpraszania krytycznego w stopie Mn0.7Ni0.3 III 700 -badanie anizotropii magnetycznego rozpraszania krytycznego w stopie Mn0.70Ni0.3 -testowanie i ponowna kalibracja spektrometru IV 800 -badanie anizotropii magnetycznego rozpraszania krytycznego w stopie MN0.7Ni0.3 -badanie czynnika strukturalnego dla amorficznego stopu Nd0.6Fe0.3Al0.1 (współpraca z Wydziałem Inżynierii Materiałowej Politechniki Warszawskiej) -testowanie kalibracji spektrometru I 12 -badanie efektów pików termicznych w trakcie podciągania kapilarnego w II 12 złożach gliny III 30 -badanie wpływu grawitacji i temperatury na szybkość transportu kapilarnego czas wody w złożach drobnoziarnistych materiałów porowatych (korund, karborund, kwart IV 20 otwarcia[ Opis glina) -próby obserwacji neutronowego efektu camera obscura (pinhole ał h] camera) I 800 -badanie naprężeń wewnętrznych w przeprężonych rurach stalowych (współpraca z Wydziałem Inżynierii Materiałowej Politechniki Warszawskiej II 900 -badanie struktury porów w twardych materiałach porowatych -badanie rozpadu spinodalnego w monokrystalicznych próbkach stopu układu Mn Cu III 700 -badanie stopnia rozpadu spinodalnego i anizotropii wydzieleń w monokrystalicznej próbce stopu Mn(25%Cu) -porównanie rozmiarów niejednorodności w mezoskali w próbkach grafitu pizolitycznego o różnej porowatości -badanie niejednorodności w amorficznym stopie Nd0.6Fe0.3Al0.1 (współpraca z Wydziałem Inżynierii materiałowej Politechniki Warszawskiej) IV 700 -badanie stopnia rozpadu I anizotropii w monokrystalicznej próbce Mn0.40Cu0.60 -porównanie rozmiarów mikroporowatości próbek węgla aktywnego GF45 (współpraca z Wydziałem Chemii Politechniki Warszawskiej)

11 Uwaga: w kolumnie pierwszej podany łączny czas otwarcia danego kanału w 2006 roku oraz procent wykorzystania łącznego czasu pracy reaktora. W dalszej cześci zostaną opisane główne elementy konstrukcyjne reaktora MARIA i jego wyposażenie pomiarowe. 2. Rdzeń reaktora i elementy paliwowe i MARIA Konstrukcja reaktora MARIA jest niespotykana w innych reaktorach badawczych. Jak powiedziano został zbudowany na bazie reaktora MR z wykorzystanie specjalnie skonstruowanych i produkowanych dla niego elementów paliwowych. Przeznaczeniem reaktora MR były w pierwszym rzędzie badania pętlowe i dla łatwiejszego wprowadzania pętli rdzeń reaktora i zwiększenia miejsca nad rdzeniem posiada on kształt rozszerzającego się ku górze graniastosłupa. Przekrój poprzeczny rdzenia pokazany jest na rys.2.3, a przekrój podłużny na rys.2.4. W przekroju poprzecznym rdzenia widzimy szereg charakterystycznych elementów konstrukcyjnych. Przede wszystkim zwraca uwagę jego kształt kielichowy rozszerzający się do góry i łatwy dostęp do rdzenia gdyż napędy prętów regulacyjnych są łatwo odsuwalne w kierunku podłużnym. Widoczne są bloki reflektora grafitowego oraz dotykające ich wejścia kanałów poziomych. Całość rdzenia otoczona jest osłoną biologiczną o grubości 1,5 m, a przekrój poprzeczny wynosi ok. 8 m. W przekroju podłużnym rdzenia widoczna jest równie charakterystyczna konstrukcja rdzenia wraz z rurociągami doprowadzającymi wodę chłodzącą. Obok rdzenia znajduje się basen technologiczny przeznaczony na przechowywanie wypalonych elementów paliwowych oraz różnych urządzeń wyjętych czasowo z rdzenia. Basen ten oddzielony jest śluzą od basenu reaktora, a po przeciwnej stronie łączy się z komorą demontażową. W komorze tej mogą być prowadzone różne prace mechaniczne przedmiotów Aktywnych (promieniotwórczych). Ostatnio komora ta, po zainstalowaniu niezbędnego wyposażenia służy do kapsułkowania wypalonych elementów paliwowych. Elementy paliwowe umieszczone są w matrycy berylowej i otoczone są blokami grafitowymi, które stanowią reflektor boczny (reflektorem górnym i dolnym jest woda w basenie reaktora). Widok od góry na rdzeń pokazuje rys.2.5. Widzimy na nim rozmieszczenie bloków berylowych z otworami na elementy paliwowe, grafitowe bloki reflektora, a wszystko umieszczone jest na specjalnym podeście zwanym stołem. W blokach berylowych umieszczono szereg pionowych kanałów o różnych o średnicach. Przeznaczone są one do umieszczenia prętów bezpieczeństwa (PB), prętów kompensacyjnych (PK i PAR) i prowadzenia napromieniania materiałów tarczowych. Od strony bocznej do rdzenia dochodzi 5 kanałów poziomych ustawionych promieniście oraz jeden kanał styczny (H7).

12 1. napęd pręta regulacyjnego 8. zasuwa kanału poziomego 2. płyta montażowa 9. kanał paliwowy 3. kanał komory jonizacyjnej 10. osłona komór jonizacyjnych 4. napęd komory jonizacyjnej 11. podstawa kosza 5. konstrukcja wsporcza płyty 12. obudowa reflektora 6. wspornik płyty 13. bloki reflektora 7. napęd zasuwy kanału poziomego 14. kompensator kanału poziomego Rys.2.3. Przekrój poprzeczny rdzenia reaktora MARIA

13 Rys.2.5. Widok od góry na rdzeń reaktora MARIA Kanały paliwowe podłączone są pojedynczo do kolektorów doprowadzających i odprowadzających wodę w obiegu chłodzenia kanałów. Każdy kanał wyposażony jest w dwa zawory odcinające na wlocie i wylocie. Kanał paliwowy składa się z rury zewnętrznej oraz rury wewnętrznej rozdzielającej przepływ do której umocowany jest element paliwowy. Widok pojedynczego elementu paliwowego pokazany jest na rys.2.6. W celu zwiększenia bezpieczeństwa w reaktorze MARIA oprócz opisanych kanałów paliwowych określonych jako stacjonarne występują dwa ruchome elementy paliwowe. Wyposażone one są w napędy i przed uruchomieniem reaktora wprowadzane do rdzenie od dołu.

14 [mm ] d d d

15 3. Układy chłodzenia MARIA Odprowadzenie ciepła z reakcji jądrowej w reaktorze odbywa się za pomocą układów chłodzenia. W reaktorach większej mocy występują co najmniej dwa takie układy. W reaktorze MARIA mamy trzy takie układy przeznaczone do: chłodzenie elementów paliwowych chłodzenia matrycy berylowej oraz chłodzenia wspólnego obu tych układów czyli do odprowadzania ciepła na zewnątrz. Obieg chłodzenia kanałów paliwowych ma następujące zadania: odbieranie ciepła generowanego w elementach paliwowych reaktora w czasie normalnej pracy, odbieranie ciepła powyłączeniowego w okresie wyłączenia reaktora, utrzymanie produktów rozszczepień w obiegu w przypadku rozszczelnienia koszulki elementu paliwowego. Jest to obieg cyrkulacyjny, zamknięty, o podwyższonym ciśnieniu statycznym utrzymywanym przez stabilizator ciśnienia (odgazowywacz). Uproszczony schemat układu chłodzenia reaktora MARIA przedstawiono na rys.2.7. W skład układu chłodzenia elementów paliwowych wchodzą cztery pompy główne oraz sześć wymienników ciepła, stabilizator ciśnienia i układ filtracji wody. Układ ten połączony jest z układem uzupełniania wody i systemem wykrywania nieszczelności elementów paliwowych. Dla normalnego chłodzenia wystarczy, że pracują dwie pompy i cztery wymienniki ciepła, a reszta stanowi rezerwę operacyjną. Zadaniem obiegu chłodzenia basenu jest: chłodzenie matrycy berylowej (moderatora) i reflektora grafitowego, chłodzenie matrycy berylowej i reflektora grafitowego po wyłączeniu reaktora, odprowadzanie ciepła przekazywanego do wody (w basenie reaktora) od kanałów paliwowych oraz kolektorów i rurociągów obiegu chłodzenia kanałów paliwowych, odprowadzanie ciepła z elementów pochłaniających, odbiór ciepła z materiałów tarczowych w kanałach izotopowych, urządzeń eksperymentalnych, elementów konstrukcyjnych, zapewnienie osłony biologicznej rdzenia. Jest to obieg cyrkulacyjny, niskociśnieniowy, otwarty. Ciśnienie statyczne jest uwarunkowane jedynie wysokością słupa wody w basenie. W skład układu chłodzenia matrycy berylowej wchodzą cztery pompy główne, dwie pompy powyłączeniowe, trzy wymienniki ciepła przekazujące ciepło do obiegu wtórnego oraz układ filtracji. W normalnej pracy wystarczy, że pracują trzy pompy główne i jedna pompa powyłączeniowa. Z układem chłodzenia basenu integralnie związany jest układ awaryjnego zalewania basenu reaktora najpierw ze zbiorników zapasu (trójkomorowego i operacyjnego, a gdy to nie wystarczy to wodą techniczną.

16 Rozdział 1. Reaktory jądrowe: badawcze i energetyczne Rys.2.7. Uproszczony schemat układu chłodzenia reaktora MARIA

17 Bardzo ważną wielkością charakteryzująca pracę tego układu jest ustanowiony min imany spadek ciśnienia na matrycy berylowej rdzenia, gdyż decyduje on o skuteczności chłodzenia prętów kompensacyjnych (PK) utrzymując odpowiednie natężenie przepływu wody w szczelinie przeznaczonej do ich chłodzenia. Elementy obu tych obiegów umieszczone są w pompowni, która jest niedostępna w czasie pracy reaktora. Zadaniem wtórnego obiegu chłodzenia reaktora jest odbieranie ciepła z wymienników obiegu chłodzenia kanałów paliwowych i wymienników obiegu chłodzenia basenu. Do głównych elementów układu wtórnego obiegu należą: trzy pompy główne (z tym, że w normalnej pracy wykorzystywane są tylko dwie pompy), trzy pompy powyłączeniowe, chłodnia wentylatorowa składająca się z trzech identycznych celek pracujących rfównolegle, układ filtracji wody, układ uzdatniania wody uzupełniającej ubytki wody w obiegu. Ze względu na znaczenie układów chłodzenia dla w bezpiecznej eksploatacji reaktora, wymagania jest by spełniały one określoną klasę bezpieczeństwa (odpowiednio 1, 4 i 4) i funkcji bezpieczeństwa odpowiednio k, h i h) Dodatkowe wyposażenie reaktora MARIA Oprócz wymienionych wyżej zasadniczych elementów konstrukcyjnych reaktora niezbędne jest jego dodatkowe wyposażenie, w skład którego wchodzą: układ zasilania elektrycznego basen technologiczny układ wentylacji obiektu, systemy zasilania awaryjnego komora gorąca układ transportu izotopów kanały poziome do badań fizycznych układ kontroli dostępu do obiektu Całe to wyposażenie konieczne i w sposób bezpośredni lub pośredni przyczynia się do zapewnienia bezpiecznej eksploatacji reaktora Systemy zabezpieczeń i sterowania Systemy zabezpieczeń i sterowania odpowiadają za bezpieczną pracę reaktora i służą do awaryjnego wyłączenia reaktora. Działanie ich musi być szybkie i niezawodne w warunkach potencjalnego zagrożenia bezpieczeństwa. Z drugiej strony muszą być odporne na fałszywe sygnały co osiąga się przez właściwe zaprojektowanie logiczne ich działania. W większości rozwiązań stosowana jest tzw. logika 2 z 3, czyli działanie następuje gdy 2 z 3 sygnałów wskazują na potrzebę działania systemu. Poza tym działają równolegle dwa tory wykonawcze. Schemat funkcjonalny układu wyłączania reaktora pokazany jest na rys.2.8, zestawienie sygnałów wraz z przyjęta logiką podaje Tabela 2.4.

18 Sygnały AWARYJNEGO reaktor MARIA Sygnał Tor pomiarowy Logi ka alarm od okresu reaktora (AI) Impulsowy ILR 5 1 z 1 niesprawność lub brak zliczeń Impulsowy ILR 5 1 z 1 alarm od okresu (AWR) logarytmiczny TPL H&B 1 z 2 alarm od mocy maksymalnej (PMM) logarytmiczny TPL H&B 1 z 2 odchylenie alarmowe (A120) od proporcjonalny 2 z 3 zadanej wartości mocy TPP H&B Niesprawność statycznaj (NTPL) lub poziom sygnału poniżej Nmin logarytmiczny TPL H&B 1 z 2 j l Tabela 2.4 wyłączania Objaśnienia: ILR 5 impulsowy tor pomiaru strumienia neutronów stosowany przy rozruchu reaktora TPL H&B prądowy tor logarytmiczny pomiaru strumienia neutronów TPL H&B prądowy tor proporcjonalny pomiaru strumienia neutronów Prócz tego wyłączenie awaryjne reaktora zachodzi przy wystąpieniu sygnałów alarmowych z: obwodu kontroli położenia wózka z napędami prętów regulacyjnych sygnał alarmowy BRAK GOTOWOŚCI WÓZKA (GW); układu obiegowej kontroli i cyfrowej rejestracji temperatury i przepływu sygnał ALARMOWE OBNIŻENIE PRZEPŁYWU wody w jednym z kanałów paliwowych (G1.01 G1.27) (OKQA); układu pomiarów i kontroli technologicznej PiKT sygnaływ układzie: 1 z 1 ) z następujących czujników: obniżenie poziomu wody w basenie reaktora (0H1) wzrost temperatury w kolektorze powrotnym (1T3), obniżenie natężenia przepływu w obiegu kanałów (1G1), obniżenie natężenia przepływu w obiegu basenu (2G1) oraz sygnaływ układzie 2 z 3 z następujących czujników: obniżenie ciśnienia w kolektorze tłocznym obiegu kanałów (1P1) obniżenie poziomu wody w stabilizatorze oraz (1H1); układu zasilania elektrycznego sygnały przerwy w zasilaniu w układzie 1 z 1 z przekaźników: brak zasilania rozdzielni głównej I szej (RGI), brak zasilania rozdzielni głównej II giej (RGII), RPI, RPII, RI, RII, TZS, TZP Rozdział 1. Reaktory jądrowe: badawcze i energetyczne (dla pierwszych 4 ch sygnałów, gdy czas przerwy w zasilaniu przekracza 2.5 s); ewentualne dodatkowe sygnały awaryjne od urządzeń eksperymentalnych.

19 STEROWNIA Rys.5.8. Schemat funkcjonalny obwodów awaryjnego wyłączania reaktora MARIA

20 Ręczne awaryjne wyłączenie reaktora umożliwiają następujące elementy umieszczone na pulpicie sterowniczym: klucz operatora KO; przycisk ręcznego zrzutu prętów bezpieczeństwa AZ; przycisk sygnalizacji alarmowej ALARM; przycisk otwarcia zaworu 1Z100; zablokowanie zaworów 1z100A/B. Poza tym na hali reaktora, przy wejściu na korpus reaktora od strony śluzy umieszczony jest przycisk ręcznego zrzutu prętów bezpieczeństwa ZGR. Działanie systemu zabezpieczeń w postaci pętli oznacza, że przekroczenie dowolnego mierzonego parametru mierzonego lub niezgodnego z oczekiwaniami stanu dwustanowego (binarnego) powoduje wyłączenie reaktora. Systemy pomiarowe (neutronowy, technologiczny, dozymetryczny) Poza opisanym wyżej systemem sterowania i zabezpieczeń, który jest w pełni autonomiczny wchodzą systemy pomiarowe służące do: pomiarów dozymetrycznych, dodatkowego określania poziomu strumienia neutronów, wykonywania pomiarów technologicznych. 4. Raport bezpieczeństwa reaktora MARIA Układ, zawartość i wymagania raportu bezpieczeństwa (według Prawa atomowego i MAEA) Określenie zawartości i wymagań w stosunku do raportu bezpieczeństwa dowolnego reaktora możliwe jest na poziomie bardzo ogólnym. W warunkach polskich układ, zawartość i wymagania precyzowane były w kolejnych wersjach dostarczanego raportu poczynając od pierwszego wersji przedstawionej w 1974 roku. Dawniej był to Państwowy Inspektor Bezpieczeństwa Jądrowego i Ochrony Radiologicznej znany pod skrótem PIBJiOR, a obecnie urzędem dozoru jądrowego jest Państwowa Agencja Atomistyki. Wymagania ogólnie w stosunku do uzyskania zezwolenia na pracę obiektu jądrowego zostały sformułowane w Prawie atomowym, a następnie uściślone w Rozporządzeniu Rady Ministrów. W stosunku do raportu bezpieczeństwa zalecenia wydała też Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej. Występuje on tam pod nazwą Raport Analiz Bezpieczeństwa (Safety Analysis Report). Metodyka analizy raportu bezpieczeństwa w świetle wymagań krajowych i międzynarodowych Trudno dokładnie opisać metodykę analizy raportu bezpieczeństwa raportu bezpieczeństwa ale można wskazać zagadnienia, które należy zwrócić uwagę. Sposób analizy zależy w pierwszym rzędzie od liczebności urzędu dozoru jądrowego. Można przyjąć, że urząd powtarza wszystkie analizy i obliczenia wykonane przez dostarczyciela raportu i tak się dzieje w Stanach Zjednoczonych w stosunku do elektrowni jądrowych. U nas natomiast obdarzono dużym zaufaniem Instytut Energii Atomowej i jego Komisję Bezpieczeństwa Jądrowego przyjmując, że można polegać na wykonanych analizach oraz wieloletniej pracy tego reaktora bez żadnych zdarzeń wpływających bezpośrednio na bezpieczeństwo eksploatacji (może z wyjątkiem jednego zdarzenia).

21 Zatem analizę raportu można dokonać zgodnie następującymi kryteriami: zgodność z wymaganiami Prawa atomowego, zgodność z wymaganiami MAEA co do zawartości raportu aktualność przytaczanych informacji wykorzystanie ostatnio publikowanych informacji zrealizowanie zaleceń wydawanych na podstawie sprawozdań z eksploatacji obiektu (w naszym wypadku sprawozdań kwartalnych) zgodność ze znanymi raportami dla innych reaktorów badawczych wykluczenie możliwości wystąpienia anomalii i/lub zdarzeń znanych z innych reaktorów Omówienie aktualnego raportu bezpieczeństwa Raport bezpieczeństwa zatytułowany Eksploatacyjny Raport Bezpieczeństwa reaktora MARIA został przesłany w grudniu 2003 roku do Państwowej Agencji Atomistyki. Podlegał on wnikliwej analizie, odbyło się kilka spotkań z jego autorami celem uzyskania dodatkowych wyjaśnień i ostatecznie został zatwierdzony decyzją Prezesa PAA w dniu 31 marca 2004 roku z ważnością na 5 lat. Można przyjąć, że układ ostatniego Raportu Bezpieczeństwa spełnia wymagania kompletności i składa się z następujących rozdziałów: 1. OGÓLNA CHARAKTERYSTYKA REAKTORA MARIA 1.1. Wstęp 1.2. Ogólny opis obiektu 1.3. Historia reaktora 1.4. Jednostka eksploatująca reaktor 1.5. Program użytkowy 2. OGÓLNE ZASADY BEZPIECZEŃSTWA I KRYTERIA PROJEKTOWE 2.1. Ogólne zasady bezpieczeństwa 2.2. Podstawowe wymagania projektowe 2.3. Zdarzenia zewnętrzne 2.4. Baza normatywna 3. DANE DEMOGRAFICZNE I ŚRODOWISKOWE 3.1. Geografia 3.2. Użytkowanie terenu 3.3. Meteorologia 3.4. Demografia 4. BUDYNKI, OSŁONY I WENTYLACJA TECHNOLOGICZNA 4.1. Budynek reaktora 4.2. Obiekty towarzyszące 4.3. Układy wentylacji technologicznej 5. REAKTOR KONSTRUKCJA I CHARAKTERYSTYKI 5.1. Rdzeń reaktora 5.2. Charakterystyka neutronowa rdzenia 5.3. Charakterystyka reaktywnościowa rdzenia

22 5.4. Charakterystyka cieplno przepływowa kanału paliwowego 5.5. Temperatury w materiałach konstrukcyjnych rdzenia 6. SYSTEM CHŁODZENIA REAKTORA 6.1. Obieg chłodzenia kanałów paliwowych 6.2. Obieg chłodzenia basenu 6.3. Układy pomocnicze obiegów pierwotnych 6.4. Wtórny obieg chłodzenia 6.5. Układy pomocnicze obiegu wtórnego 6.6. Eksploatacja systemu chłodzenia 7. UKŁADY BEZPIECZEŃSTWA 7.1. Układ awaryjnego wyłączania reaktora 7.2. Układ blokad 7.3. Układy sygnalizacji 7.4. Układy awaryjnego zalewania rdzenia 7.5. Pozostałe układy bezpieczeństwa 8. APARATURA SYSTEMÓW STEROWANIA, ZABEZPIECZEŃ KONTROLI TECHNOLOGICZNEJ 8.1. Aparatura pomiarów neutronowych 8.2. Aparatura systemu kontroli technologicznej 8.3. Aparatura układu zabezpieczeń 8.4. Aparatura układu obiegowej kontroli i cyfrowej rejestracji OKCR/GTREMA 8.5. Cyfrowy system sygnalizacji SAIA 8.6. Sterownia 9. UKŁAD ZASILANIA ENERGIĄ ELEKTRYCZNĄ 9.1. Powiązanie reaktora z krajowym systemem elektroenergetycznym 9.2. Zasilanie podstawowe 9.3. Zasilanie awaryjne 9.4. Podział odbiorników i ich funkcje 9.5. Układ połączeń systemu zasilania w warunkach normalnych 9.6. Praca systemu zasilania podczas występowania zakłóceń 10. UKŁADY I URZĄDZENIA POMOCNICZE REAKTORA Magazynowanie i transport paliwa jądrowego Instalacja wody technicznej oraz kanalizacji sanitarnej i laboratoryjnej Instalacja sprężonego powietrza Instalacja ścieków nisko aktywnych i średnio aktywnych Układ transportu jonitów Systemy łączności, informacji i alarmowania 11. URZĄDZENIA I OPRZYRZĄDOWANIE EKSPERYMENTALNE REAKTORA 11.1.Pętle i sondy reaktorowe Urządzenia do napromieniania materiałów tarczowych Urządzenia do radiacyjnej modyfikacji materiałów

23 12. GOSPODARKA ODPADAMI PROMIENIOTWÓRCZYMI Klasyfikacja odpadów promieniotwórczych Źródła i charakterystyka odpadów promieniotwórczych w reaktorze Ruch odpadów promieniotwórczych w budynku reaktora Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych System kontroli odpadów w reaktorze 13. OCHRONA RADIOLOGICZNA 13.1 Źródła zagrożenia w obiekcie reaktora w czasie normalnej eksploatacji Zasady ochrony radiologicznej Ocena narażenia na promieniowanie jonizujące podczas normalnej pracy Kontrola dozymetryczna reaktora Kontrola narażenia okolicy ośrodka Świerk 14. EKSPLOATACJA REAKTORA Struktura organizacyjna Szkolenie i licencjonowanie personelu eksploatacyjnego Zasady eksploatacji i ocena parametrów fizycznych reaktora Zasady i organizacja remontów oraz przeglądów okresowych Procedury i instrukcje eksploatacyjne Ochrona fizyczna 16. ANALIZA BEZPIECZEŃSTWA REAKTORA MARIA Klasyfikacja wydarzeń nadzwyczajnych w reaktorze MARIA Spadek zdolności chłodzenia rdzenia przez obieg kanałów paliwowych i obieg chłodzenia basenu Spadek zdolności chłodzenia przez obieg wtórny Wprowadzenie dodatniej reaktywności i fluktuacje mocy Uszkodzenie elementów konstrukcyjnych rdzenia lub urządzeń eksperymentalnych Awarie wywołane zdarzeniami zewnętrznymi Awarie ciężkie (nadprojektowe) Ogólne zasady postępowania w sytuacjach awaryjnych 17. WYSZCZEGÓLNIENIE LIMITÓW, PROGÓW I WARUNKÓW BEZPIECZEŃSTWA Limity bezpieczeństwa Progi zabezpieczeń Ograniczenia eksploatacyjne Każdy rozdział zakończony jest trzema pozycjami jak: bibliografia (podająca wykorzystane pozycje literaturowe lub powołania na bardziej szczegółowe analizy) spis rysunków spis tabel.

24 1.3 Eksploatacja reaktora MARIA 1. Zasady eksploatacji (cykle pracy, procedury eksploatacyjne, wnioski o zezwolenia, bezpieczeństwo) Ogólnie zasady eksploatacji reaktora badawczego wynikają ze zróżnicowanych potrzeb w zależności od kraju czy przeznaczenia reaktora. Jeśli służygłównie do: produkcji radioizotopów powinien pracować regularnie w cyklach o stałej długości, bez dłuższych przerw i możliwie na stałej mocy, badań naukowych to praca jego uzależniona jest od przygotowania zestawu odpowiednich eksperymentów by maksymalnie wykorzystywać powstające neutrony, także czas pracy podporządkowany jest wymogom eksperymentów, badań pętlowych to sytuacja wygląda podobnie jak przy badaniach naukowych. Reaktor MARIA należy do pierwszej kategorii i jego praca oparta jest na cyklach o długości 100 godzin, zaczynających się od poniedziałku w godzinach popołudniowych do piątku w godzinach późno wieczornych. Co rocznie planowana jest na wiosnę jedna dłuższa przerwa remontowa i druga krótsza na jesieni. Ponadto w każdym kwartale występują jedna, dwie przerwy jedno tygodniowe. Przy takim rozkładzie pracy planowanych jest 40 cykli pracy w ciągu roku. Czas pracy w zasadzie powinien być związany za naświetlanym materiałem, szczególnie gdy ma być naświetlany w cyklu dłuższym niż 100 godzin, a izotop charakteryzuje się dość krótkim czasem półrozpadu. Dla reaktora MARIA dotyczy to produkcji igieł irydowych i czynione są próby wydłużenia jednego cyklu pracy do 200 godzin. Przystępując do eksploatacji reaktora należy przygotować szereg procedur eksploatacyjnych tak by operator reaktora wiedział ja postępować w przypadku normalnej pracy oraz w warunkach awaryjnych. Procedury prowadzenia podstawowych operacji obejmują: rozruch reaktora praca na mocy minimalnej (około 30 kw), praca na poziomie 10% mocy nominalnej, podnoszenie mocy, praca na mocy nominalnej wyłączenie reaktora. Dalej zostaną bardziej omówione wymienione powyżej operacje. Jednym z zasadniczych wymogów bezpiecznej i niezawodnej eksploatacji reaktora jądrowego jest dokumentacja wszystkich istotnych poleceń, warunków pracy, zmian parametrów technologicznych oraz niesprawności związanych z jego eksploatacją. Na dokumentację eksploatacyjną składa się szereg dzienników i kart, z których większość przechowywana jest w sterowni reaktora, co zapewnia możliwość natychmiastowego wglądu do tej dokumentacji. Dokumentacją eksploatacyjną reaktora stanowią: 1. Dziennik Zarządzeń i Poleceń Kierownika Zakładu zawiera istotne dla eksploatacji reaktora zarządzenia bądź polecenia o charakterze administracyjnym lub technicznym.

25 2. Dziennik Reaktora zawiera Karty Pracy Reaktora, w których rejestrowane są co dwie godziny wszystkie zasadnicze parametry technologiczne reaktora oraz notowane są istotne czynności wykonywane w związku z pracą reaktora. Uzupełnieniem Kart Pracy Reaktora są wydruki z programu GTREMA, przedstawiające wartości temperatur, wydatków wody chłodzącej i mocy generowanej w poszczególnych kanałach paliwowych. 3. Dzienniki Zmianowe: Dozymetrysty, Operatora Elektryka i Operatora Mechanika zawierają uwagi o pracy podległych im układów technologicznych, a w przypadku Dozymetrysty, zawierają również raporty ze wskazań linii dozymetrycznych. 4. Dziennik Prac w Obiekcie zawiera wykaz prac wykonywanych w danym dniu w obiekcie, z wyszczególnieniem kierowników prac oraz opisem ich realizacji. 5. Rejestr Niesprawności oraz Raporty z Incydentów zawiera Karty Niesprawności urządzeń, w których opisana jest niesprawność urządzenia i opis sposoby naprawy. Ponadto, w przypadku ważniejszych z punktu widzenia bezpieczeństwa incydentów, sporządzane są szczegółowe raporty. 6. Protokóły z Nieplanowanych Wyłączeń Reaktora przedstawiają opis przyczyny wyłączenia reaktora. 1 Protokóły pomiarów dozymetrycznych i uwolnień oraz pomiarów chemicznych. 2 Protokóły Działu Operatorskiego reaktora MARII (DOM) zawierają wyniki z kalibracji torów prądowych układu automatyki neutronowej, wyniki pomiarów wag prętów kompensacyjnych i bezpieczeństwa oraz innych związanych z eksploatacją reaktora. 9. Karty Konfiguracji Rdzenia określają nastawy zabezpieczeń parametrów technologicznych, istotnych z punktu widzenia bezpieczeństwa, których nie wolno przekroczyć podczas eksploatacji oraz przedstawiają schematy konfiguracji rdzenia. 10. Karty Rozruchu Technologicznego Reaktora dokumentują czynności związane z rozruchem reaktora, a w szczególności z osiąganiem założonego poziomu mocy. 11. Karty Wyłączeń Reaktora i Chłodzenia Powyłączeniowego dokumentują czynności związane z wyłączaniem reaktora i procedurą chłodzenia powyłączeniowego. 12. Ewidencja ruchu paliwa jądrowego zawiera szereg dokumentów mających na celu śledzenie ruchu paliwa jądrowego; w szczególności są to: karta poboru elementu paliwowego z magazynu (RW), karta zmian inwentarzowych w rejonie bilansu materiałów jądrowych, karta procedury wymiany paliwa, zawierająca protokóły z montażu kanałów paliwowych i wymiany kanałów paliwowych w rdzeniu reaktora, karty ruchu paliwa, zawierające dane o historii pracy elementu paliwowego (czasy pracy w poszczególnych pozycjach w rdzeniu, osiągnięte wypalenia) aż do momentu ich przeniesienia do separatorów w basenie przechowawczym,

26 diagramy separatorów w basenie przechowawczym, książka wypaleń elementów paliwowych, zawierająca wyniki obliczeń wypaleń elementów paliwowych. 13. Karty Ruchu Prętów Regulacyjnych przedstawiają historię pracy prętów kompensacyjnych i bezpieczeństwa. 14. Konfiguracje Matrycy Berylowej przedstawiają historię zmian w konfiguracji matrycy berylowej rdzenia reaktora. 15. Konfiguracje Matrycy Grafitowej przedstawiają historię zmian w konfiguracji matrycy grafitowej reflektora. 16. Karty Ruchu Bloków Berylowych zawierają dane o historii pracy bloków berylowych. 17. Karty Ruchu Bloków Grafitowych zawierają dane o historii pracy bloków grafitowych. 18. Karty Ruchu Korków Grafitowych zawierają dane o historii pracy korków grafitowych. 19. Diagramy załadunku kanałów pionowych reaktora przedstawiają stan załadunku kanałów izotopowych reaktora zasobnikami z materiałami tarczowymi napromienianymi w reaktorze. 2. Przygotowanie reaktora do pracy (załadunek paliwa i izotopów, kontrola sprawności urządzeń) Przygotowanie reaktora do pracy wymaga wykonania szergeu takich czynności jak: określenie zapasu reaktywności (tak by reaktor mógł przepracować cały cykl pracy) dokonanie tasowania paliwa w rdzeniu (jeśli to jest konieczne) załadowanie nowego elementu paliwowego do rdzenia (jeśli to jest konieczne i ewentualnie wyładowanie wypalonego elementu z rdzenia i przeniesienie go do basenu technologicznego) kontrola sprawności aparatury. Do kreślenia zapasu reaktywności służy specjalny program obliczeniowy, który na podstawie generowanego ciepła w kanale paliwowym określa wypalenie elementu paliwowego i wnoszonej jeszcze przez ten element reaktywności. Program ten służy również do określania aktualnego wypalenia elementu paliwowego i kontroli osiągnięcia maksymalnego dopuszczalnego wypalenia. W Eksploatacyjnym Raporcie Bezpieczeństwa przedstawione są szczegółowe wymagania dotyczące sprawności poszczególnych urządzeń i aparatury z podziałem na trzy rodzaje pracy: uruchomienie reaktora, praca na mocy nominalnej i minimalnej. Ponadto przed uruchomieniem reaktora muszą być sprawne następujące systemy:

27 system zasilania podstawowego (obie linie), system zasilania awaryjnego preferowanego, tzn. wszystkie baterie (akumulatory) 220 V, 24 V, 48 V oraz cztery przetwornice (dwie uruchomione + dwie rezerwowe), system zasilania awaryjnego rezerwowego, dwa zespoły prądotwórcze. Natomiast w okresie pracy, do zakończenia cyklu, muszą być sprawne systemy: system zasilania podstawowego (jedna linia po zadziałaniu SZR), system zasilania awaryjnego preferowanego, tzn. wszystkie baterie (akumulatory) 220 V, 24 V, 48 V oraz dwie przetwornice czynne + jedna w rezerwie, jeśli jedna została uszkodzona w trakcie pracy, dwa zespoły prądotwórcze. 3. Uruchomienie, praca na stałej mocy, wyłączenie reaktora Wszystkie czynności prowadzące do uruchomienia reaktora, pracy na stałej mocyi wyłączenia są bardzo ściśle określone i zostaną dalej pokrótce przedstawione. Rozruch reaktora Rozruch reaktora powinien być wykonywany ze szczególną uwagą i ostrożnością gdyż są to czynności przygotowujące pracę reaktora na najbliższe kilkadziesiąt godzin dla uniknięcia ewentualnego wyłączenia reaktora w czasie cyklu pracy na skutek niesprawności jakiegoś urządzenia, nie mówiąco sytuacjach awaryjnych, które mogą się wydarzyć w czasie pracy reaktora. Rozruchem reaktora kieruje wyłącznie i jednoosobowo Kierownik Zmiany, a wszelkie czynności rozruchowe prowadzą operatorzy reaktora. Rozruch reaktora prowadzony jest w oparciu o Kartę Technologiczną Rozruchu Reaktora, w której wyszczególnione są kolejne czynności wykonane w ramach rozruchu, wraz z poświadczeniem ich wykonania. Do rozruchu reaktora można przystąpić, gdy spełnione są następujące warunki: zatwierdzona jest Karta Konfiguracji Reaktora, a w niej: konfiguracja rdzenia i reflektora, charakterystyki zależności wskazań torów pomiarów neutronowych (układ UAN) od mocy cieplnej reaktora, efektywność prętów regulacyjnych, nastawy zabezpieczeń; spełnione są określone ograniczenia reaktywnościowe, spełnione są wymogi odnośnie sprawności układów zabezpieczeń i sterowania oraz układów technologicznych; sprawdzono i stwierdzono, że urządzenia eksperymentalne i produkcyjne znaj dują się w stanie zgodnym z zatwierdzonymi instrukcjami. Rozruch reaktora i osiągnięcie mocy minimalnej około 30 kw przeprowadza się poprzez ręczne sterowanie napędami prętów kompensacyjnych. Po osiągnięciu mocy minimalnej utrzymanie jej poziomu odbywa się ręcznie lub za pomocą układu automatycznej regulacji (PAR).