google+   facebook   RSS   Kontakt   Pracownicy   BIP   English

Dane techniczne

Rdzeń

Pionowy przekrój przez basen reaktora MARIA jest przedstawiona rysunku 1. Rdzeń reaktora, kanały paliwowe i inne elementy związane z rdzeniem reaktora są umieszczone w basenie pod znaczącą warstwą wody zapewniającej osłonę przed promieniowaniem oraz umożliwiającej chłodzenie tych elementów rdzenia, które nie posiadają specjalnych obiegów chłodzenia (np. elementy paliwowe).

Przekrój pionowy reaktora wraz z basenem technologicznym i komorą gorącą.
Rys. 1. Przekrój pionowy reaktora wraz z basenem technologicznym i komorą gorącą.

Przekrój pionowy przez basen reaktora.
Rys. 2. Przekrój pionowy przez basen reaktora.
 Objaśnienie schematu: 1. napęd pręta regulacyjnego; 2. napęd zasuwy kanału poziomego; 3. zasuwa kanału poziomego; 4. kanał paliwowy; 5. bloki reflektora 

Charakterystyczną cechą reaktora MARIA jest stożkowa konstrukcja rdzenia reaktora. W matrycy bloków berylowych o wysokości 110 cm znajdują się kanały paliwowe zawierające zestawy z paliwem jądrowym. Berylowa matryca rdzenia reaktora jest otoczona reflektorem wykonanym z bloków grafitowych zamkniętych w koszulce aluminiowej. W reflektorze znajdują się zakończenia kanałów służących do wyprowadzenia wiązek neutronów do kanałów poziomych. Przekrój poziomy rdzenia reaktora MARIA jest przedstawiony na rys. 2.

Przekrój poziomy rdzenia reaktora.
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  

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 wykorzystuje zestawy paliwowe zawierające uran wzbogacony do 36% w izotop U-235. Każdy element paliwowy jest umieszczony w kanale technologicznym indywidualnie połączonym z pierwotnym obiegiem chłodzenia paliwa.

Spowolnienie neutronów w reaktorze MARIA odbywa się głównie w wodzie, która zajmując około 20% objętości rdzenia uczestniczy w 70% w spowolnianiu neutronów. Pozostałe 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.

Reaktor jest umiejscowiony w szczelnej obudowie bezpieczeństwa. Widok ogólny bloku reaktora wewnątrz obudowy jest przedstawiony na fotografii.

Widok ogólny na blok reaktora.
Fot. 1. Widok ogólny na blok reaktora.

Układy chłodzenia

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. Każdy kanał chłodzenia elementu paliwowego jest wyposażony w przepływomierz i miernik temperatury chłodziwa na wyjściu z elementu paliwowego. Oprzyrządowanie to umożliwia nie tylko identyfikację poprawności chłodzenia poszczególnych elementów paliwowych lecz również umożliwia wyznaczenie mocy, która jest odbierana z poszczególnych elementów paliwowych przez układ chłodzenia. Obieg chłodzenia elementów paliwowych jest ciśnieniowym obiegiem pracującym ze stabilizatorem ciśnienia. Przepływ chłodziwa w obiegu jest wymuszany przez pracę dwóch z czterech zainstalowanych pomp (z pozostałych dwóch pomp jedna musi być gotowa do natychmiastowego włączenia). Energia cieplna z tego układu chłodzenia jest przekazywana przez wymienniki ciepła do wtórnego obiegu chłodzenia.

Układ chłodzenia basenu reaktora jest przeznaczony do odbioru ciepła generowanego w matrycy berylowej, grafitowych bloków reflektora, ciepła wytwarzanego w innych elementach rdzenia poddanych napromienieniu neutronami i oddziaływaniu promieniowania gamma (np. zasobniki z naświetlanymi materiałami tarczowymi, elementy kompensacyjne i regulacyjne reaktora itp.). Układ chłodzenia basenu reaktora odbiera także część energii cieplnej wytwarzanej w obiegu chłodzenia elementów paliwowych przekazywanej do basenu reaktora przez gorące rurociągi. Przepływ chłodziwa jest wymuszany przez pracę odpowiedniej liczby pomp. Energia cieplna tego obiegu jest przekazywana przez wymienniki ciepła do wtórnego obiegu chłodzenia reaktora.

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. Przepływ chłodziwa w obiegu wtórnym jest zapewniony przez prace pomp.

W obiegach chłodzenia reaktora MARIA zastosowano urządzenia do oczyszczania wody oraz instalacje do odbioru odpadów radioaktywnych uzyskiwanych w procesach oczyszczania wody. Instalacje chłodzenia są wyposażone również w instalacje do wytwarzania destylowanej i dejonizowanej wody stosowanej w pierwotnych obiegach chłodzenia reaktora.

Osłony biologiczne reaktora

Górną osłoną rdzenia reaktora jest warstwa wody w basenie reaktora o grubości 7 metrów. Woda w basenie reaktora również jest osłoną przed promieniowaniem gamma emitowanym przez rurociągi chłodzenia elementów paliwowych, rurociągi pętli i innych urządzeń umieszczonych w rdzeniu reaktora. Poziomą osłonę tworzy grafitowy blok reflektora, warstwa wody basenu reaktora oraz przede wszystkim ściany z ciężkiego betonu o grubości 220 cm. Osłony reaktora umożliwiają pracę personelu reaktora oraz eksperymentatorów w hali przy pracy obiektu na parametrach nominalnych.

Układy automatyki i zabezpieczeń

Automatyka neutronowa zawiera linie pomiarowe oparte na pomiarze sygnałów z detektorów neutronów:

  • jedna logarytmiczna linia rozruchowa,
  • trzy proporcjonalne linie prądowe,
  • jeden kanał prądowy automatycznej regulacji,
  • dwie logarytmiczne linie prądowe.

Układy automatyki neutronowej umożliwiają pomiar strumienia neutronów w zakresie 11 dekad. Sygnały zabezpieczeń są generowane w logice dwa z trzech w proporcjonalnych liniach prądowych i jednego z dwóch w liniach logarytmicznych.

Do systemu zabezpieczeń reaktora podłączono sygnały z 52 torów pomiarowych. System zabezpieczeń jest zbudowany wg zasady "fail safe".

Sterownia reaktora jest umiejscowiona na zewnątrz szczelnej obudowy reaktora Widok sterowni reaktora MARIA jest przedstawiony na fotografii:

Sterownia reaktora MARIA.
Fot. 2. Sterownia reaktora MARIA.

Reaktor jest zasilany z pięciu źródeł:

  • zasilanie podstawowe: 380/220 V - 2230 kVA,
  • zasilanie awaryjne 220 V z dwóch generatorów diesla,
  • rezerwowe zasilanie 220 V z dwóch baterii akumulatorów, każda o pojemności 1000 Ah,
  • 24 V prądu stałego z dwóch baterii akumulatorów każda o pojemności 360 Ah,
  • 48 V prądu stałego z dwóch baterii, każda o pojemności 200 Ah.

System dozymetryczny monitoruje bezpieczeństwo radiologiczne wewnątrz reaktora jak i w otaczającej okolicy. System ten monitoruje również aktywność wody w obiegach chłodzenia reaktora jak również powietrza w systemach wentylacji reaktora.

Bezpieczeństwo jądrowe reaktora

Podstawową zasadą, którą kierowano się w trakcie projektowania reaktora MARIA i która obowiązuje w czasie eksploatacji, jest zapewnienie bezpieczeństwa ludności zamieszkałej w otoczeniu Ośrodka Świerk, osobom zatrudnionym w nim oraz personelowi eksploatacyjnemu reaktora. Przy wyborze wariantów rozwiązań technicznych i procedur postępowania kierowa-no się zasadą ALARA (As Low As Reasonably Achieve -tak małe - zagrożenie- jak tylko jest rozsądnie osiągalne). Poniżej przedstawiono szczegółowe zasady i kryteria bezpieczeństwa zastosowane w reaktorze MARIA.

W konstrukcji i eksploatacji reaktora MARIA stosuje się szereg zasad, których celem jest zapewnienie bezpieczeństwa eksploatacji; są to między innymi:

  • stosowanie w projekcie zachowawczych marginesów bezpieczeństwa, technicznych środków bezpieczeństwa, barier zapobiegających uwalnianiu radionuklidów do otoczenia;
  • wbudowane cechy bezpieczeństwa;
  • stosowanie pasywnych i aktywnych układów bezpieczeństwa;
  • zasady redundacji, różnorodności i niezależności w układach zabezpieczeń;
  • zasada bezpiecznego defektu;
  • zabezpieczenia wielostopniowe;
  • zasada koincydencji niesprawności w analizach stanów awaryjnych;
  • zabezpieczenie otoczenia przed uwolnieniem substancji promieniotwórczych.

Zachowawcze marginesy bezpieczeństwa

Zachowawcze marginesy bezpieczeństwa stosowane są w reaktorze MARIA do tych parametrów, które mają podstawowe znaczenie dla bezpieczeństwa reaktora, a nie mogą być bezpośrednio mierzone. Są to np.:

  • maksymalna temperatura koszulki elementu paliwowego,
  • maksymalny strumień cieplny na powierzchni elementu paliwowego,
  • zapas reaktywności rdzenia.

Brak możliwości bezpośredniego pomiaru oznacza, że do oceny tych parametrów konieczne jest stosowanie modelu obliczeniowego oraz wykorzystanie innych mierzonych wielkości. Procedura taka jest źródłem błędów i niepewności. Podobnie, nie można wykluczyć, że przeprowadzone analizy bezpieczeństwa nie obejmują wszystkich stanów nieustalonych, prowadzących do zmian badanych parametrów.

Marginesy bezpieczeństwa są zatem dobierane dla poszczególnych parametrów tak, aby obejmowały zarówno błędy pomiarów i niedokładności modeli obliczeniowych, jak również zmienność parametrów w stanach nieustalonych.

Techniczne środki bezpieczeństwa

W reaktorze MARIA zastosowano szereg rozwiązań technicznych i układów bezpieczeństwa, stosowanych w dużych reaktorach badawczych do zapobiegania sytuacjom awaryjnym. Do najważniejszych układów bezpieczeństwa w reaktorze MARIA należą:

  • układ awaryjnego wyłączania reaktora,
  • układ awaryjnego zalewania rdzenia.

Bariery zapobiegające uwalnianiu radionuklidów do otoczenia

Ponieważ paliwo reaktorowe jest potencjalnie największym źródłem radionuklidów, oddzielone jest ono od otoczenia szeregiem barier zabezpieczających, takich jak:

  • koszulka elementu paliwowego i metaliczna struktura warstwy paliwowej,
  • zamknięty obieg chłodzenia kanałów paliwowych,
  • basen i osłony reaktora,
  • budynek o kontrolowanej szczelności wraz z systemem wentylacji i filtrów,
  • pompownia obiegów pierwotnych wraz z układem oczyszczania.

Wbudowane cechy bezpieczeństwa

Do wbudowanych cech bezpieczeństwa reaktora MARIA zalicza się ujemne współczynniki reaktywności:

  • temperatury moderatora,
  • próżni oraz
  • temperatury paliwa.

Dwa pierwsze zależą od stosunku gęstości jądrowych moderatora (wody) do paliwa. Stosunek ten jest narzucony poprzez konstrukcję rdzenia reaktora. W czasie eksploatacji znak współczynników reaktywności nie ulega zmianie.

Pasywne układy bezpieczeństwa

Przykładem zastosowania pasywnego układu bezpieczeństwa w reaktorze MARIA jest układ awaryjnego zalewania rdzenia. Zasadniczą częścią układu są dwa zawory, które otwierają się na zasadzie bezwładności po znacznym spadku ciśnienia w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych. Dzięki temu paliwo jądrowe będzie zawsze znajdowało się pod wodą, mimo nieszczelności w obiegu chłodzenia kanałów paliwowych.

Zasady redundancji, różnorodności i niezależności

Zasada redundancji stosowana jest w odniesieniu do systemów kontrolno-pomiarowych i zabezpieczeń, aparatury układu kontroli technologicznej oraz układu zasilania elektrycznego i obiegów pierwotnych. Zwielokrotnione zostały tory pomiarowe i urządzenia technologiczne, których działania warunkują bezpieczną eksploatację reaktora. Zdublowane są również elementy układów awaryjnych reaktora.

Zasadę różnorodności zastosowano, między innymi, w odniesieniu do aparatury systemu zabezpieczeń oraz sterowania i kontroli technologicznej. Podstawowe parametry, takie jak: moc reaktora, temperatury i natężenie przepływu chłodziwa, aktywności chłodziwa w obiegach pierwotnych mierzone są różnymi, niezależnymi od siebie przyrządami. Podobnie, pomiary uwolnień substancji promieniotwórczych do otoczenia wykonywane są za pomocą różnych torów pomiarowych.

Przykładem zastosowania zasady niezależności jest niemal całkowite rozdzielenie funkcji sterowania i zabezpieczeń w torach neutronowych.

Zasada bezpiecznego defektu (fail-safe)

Zasada "fail-safe" stosowana jest powszechnie w odniesieniu do aparatury systemów sterowania i zabezpieczeń oraz układu kontroli technologicznej. Przykładem jej zastosowania są napędy prętów bezpieczeństwa i kompensacyjnych. Pręty pochłaniające połączone są z napędami za pomocą elektromagnesów; uszkodzenie polegające na zaniku zasilania elektro-magnesów powoduje automatyczny zrzut prętów i wyłączenie reaktora.

Zabezpieczenia wielostopniowe

Zabezpieczenia wielostopniowe zastosowano w wielu układach reaktora MARIA. Przykładem jest trójstopniowy układ zasilania elektrycznego, który składa się z następujących stopni:

  • zasilanie podstawowe,
  • zasilanie awaryjne preferowane,
  • zasilanie awaryjne rezerwowe.

Zasada koincydencji niesprawności

Zasada ta ma zastosowanie w analizach bezpieczeństwa. W sytuacjach o znaczącym prawdopodobieństwie pojawienia się niesprawności stosuje się zasadę koincydencji dwóch lub więcej zdarzeń niekorzystnych. Zasada ta obejmuje również brak działania lub błędne działanie operatora.

Zabezpieczenie otoczenia przed uwolnieniami substancji promieniotwórczych

Główną barierą fizyczną przed uwolnieniami substancji promieniotwórczych do otoczenia jest budynek reaktora wraz z układami wentylacji technologicznej i filtrami. Pełną kontrolę uwolnień radionuklidów do otoczenia zapewnia system ochrony radiologicznej.

System wentylacji zapewnia wymianę powietrza w budynkach reaktora i budynkach pomocniczych. W normalnych warunkach system pobiera do 32 000 m3 powietrza na godzinę i usuwa je poprzez 60 metrowej wysokości komin. System wentylacji jest wyposażony w filtry wstępne, filtry absolutne i filtry węglowe, które włączane są w obwód usuwania powietrza w razie potrzeby.

Przy wyznaczaniu limitów uwolnień substancji promieniotwórczych przyjęto, że narażenie grupy krytycznej, zamieszkałej w otoczeniu Ośrodka Świerk, nie może przekraczać równoważnika dawki granicznej 1 mSv w ciągu 12 miesięcy. Uwzględniając inne źródła uwolnień istniejące w Ośrodku przyjęto do określenia limitów uwolnień dla reaktora MARIA, jako limit pierwotny, wartość 0.2 mSv/rok.

Budynek reaktora

Reaktor MARIA jest zbudowany jako zespół kilku budynków połączonych ze sobą funkcjonalnie. Plan obiektu jest przedstawiony na rysunku 4.

Plan obiektu rektora MARIA.
Rys. 4. Plan obiektu rektora MARIA.

Podstawowe charakterystyki budynków obiektu reaktora MARIA. 
Oznaczenie budynku Opis Powierzchnia w m2 Objetość w m3
A Budynek ogólnotechniczny i laboratoria badawcze 5080 22700
B Budynek reaktora 1827 20400
C Pompownia i hala dekontaminacji 1085 7950
D Zespoły awaryjne i wentylacja 758 4120
E Wtórny układ chłodzenia 329 2500