W celu świadczenia usług na najwyższym poziomie stosujemy pliki cookies. Korzystanie z naszej witryny oznacza, że będą one zamieszczane w Państwa urządzeniu. W każdym momencie można dokonać zmiany ustawień Państwa przeglądarki. Zobacz politykę cookies.

Nadzór nad obiektami jądrowymi

Zdjęcie przedstawia basen reaktora badawczego Maria. Na zdjęciu widać basen, w którym znajduje się reaktor wraz z instalacjami technicznymi

Obiektami jądrowymi w Polsce są:

  • reaktor Maria,
  • reaktor EWA w likwidacji
  • przechowalniki wypalonego paliwa (obiekty 19 i 19A oraz basen technologiczny reaktora MARIA).

Obiekty te zlokalizowane są w Otwocku-Świerku w dwóch odrębnych jednostkach organizacyjnych:

  • reaktor Maria - w Narodowym Centrum Badań Jądrowych,
  • reaktor EWA w likwidacji oraz obiekty 19 i 19A - w Zakładzie Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych

Dyrektorzy tych jednostek, zgodnie z ustawą - Prawo atomowe, odpowiadają za bezpieczeństwo eksploatacji i ochronę fizyczną tych obiektów.

Reaktor Maria

Reaktor badawczy Maria, obecnie jedyny czynny reaktor jądrowy w Polsce, to wysokostrumieniowy reaktor badawczy typu basenowego, o projektowej nominalnej mocy termicznej 30 MW i gęstości strumienia neutronów termicznych w rdzeniu wynoszącej 1014 n/cm2s.

Reaktor Maria eksploatowany był od grudnia 1974 roku w Instytucie Badań Jądrowych, a następnie od 1983 roku w Instytucie Energii Atomowej w Świerku, z przerwą na modernizację w latach 1985-93. Obecnie Reaktor eksploatowany jest przez Narodowe Centrum Badań Jądrowych.

W latach 1999-2002 reaktor Maria przechodził proces konwersji z paliwa o wzbogaceniu 80% na paliwo o wzbogaceniu 36%, a w latach 2012-2014 – na paliwo niskowzbogacone LEU (zawartość U235 < 20%).

Paliwo reaktora umieszczone jest w oddzielnych kanałach rozmieszczonych w matrycy berylowej i chłodzonych wodą.

Reaktor Maria wykorzystywany jest do napromieniowywania materiałów tarczowych służących do produkcji preparatów promieniotwórczych, do badań fizycznych z użyciem kanałów poziomych (głównie w zakresie fizyki materii skondensowanej), do naświetlania kryształów i domieszkowania krzemu, do badań stosowanych, np. z wykorzystaniem neutronowej analizy aktywacyjnej, a także w celach szkoleniowych.

Reaktor EWA

Reaktor EWA eksploatowany był w Instytucie Badań Jądrowych (później - Instytucie Energii Atomowej, obecnie – Narodowym Centrum Badań Jądrowych) w latach 1958-1995.

Jego moc termiczna wynosiła początkowo 2 MW, a później została zwiększona do 10 MW.

W 1997 roku rozpoczęto proces likwidacji tego reaktora. W 2002 roku osiągnął stan określany jako zakończenie fazy drugiej, to znaczy: dokonano usunięcia z reaktora paliwa jądrowego oraz wszystkich substancji promieniotwórczych, których poziom aktywności może mieć znaczenie z punktu widzenia ochrony radiologicznej.

Dalsze prace likwidacyjne zostały wstrzymane. Obecnie nie przewiduje się likwidacji reaktora do stanu tzw. "zielonej trawy" (faza trzecia) ze względu na potencjalnie możliwe wykorzystanie korpusu osłony biologicznej reaktora jako suchego przechowalnika wypalonego paliwa z reaktora Maria.

Przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego.

Przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego to obiekty służące do bezpiecznego przechowywania paliwa jądrowego.

Mokre przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego (obiekty 19 i 19A) eksploatuje Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Otwocku-Świerku.

Przechowalnik 19 służył do przechowywania wypalonego paliwa jądrowego typu EK-10 z pierwszego okresu eksploatacji (lata 1958-67) reaktora EWA. Obecnie obiekt ten jest wykorzystywany jako miejsce przechowywania niektórych stałych odpadów pochodzących z likwidacji reaktora EWA oraz zużytych źródeł promieniowania gamma o dużej aktywności.

Podstawowym elementem przechowalnika jest korpus betonowy, w którym usytuowane są w siatce kwadratowej cztery cylindryczne komory. Komory wyłożone są wykładziną ze stali kwasoodpornej, a wewnątrz nich znajdują się zbiorniki przechowawcze z separatorami dla odpowiedniego rozmieszczenia elementów wypalonego paliwa jądrowego.

Przechowalnik 19A (o podobnej konstrukcji) służył do przechowywania paliwa typu WWR-SM i WWR-M2 pochodzącego z eksploatacji reaktora EWA w latach 1967-95 oraz wypalonego i zakapsułowanego paliwa z reaktora Maria.

Obecnie obiekty 19 i 19A nie zawierają wypalonego paliwa jądrowego, gdyż zostało ono w latach 2009-2016 wywiezione do Federacji Rosyjskiej w ramach międzynarodowego projektu Global Threat Reduction Initiative.