Badania naukowe i produkcja radioizotopów – reaktory badawcze

Zastosowanie reaktorów badawczych

Reaktory badawcze mają wiele zastosowań, te najważniejsze to:

Neutronowa analiza aktywacyjna

Neutronowa analiza aktywacyjna (NAA) jest techniką analityczną stosowaną do wykrywania znikomo małych ilości substancji, opartą na wywoływaniu sztucznej promieniotwórczości izotopów tej substancji. NNA jest używana w różnych zastosowaniach biomedycznych, geologicznych, archeologicznych, kryminalistycznych, historii sztuki, przemysłowych i środowiskowych. Technika ta polega na napromienieniu analizowanej próbki jednorodnym strumieniem neutronów. Niezbędny czas napromieniania zależy od czasu koniecznego do wytworzenia mierzalnej ilości promieniotwórczego izotopu poszukiwanego pierwiastka. Powstały radioizotop najczęściej nie jest wyodrębniany, lecz oznaczany metodami radiometrycznymi.

Produkcja radioizotopów

Potrzeba wykorzystania radioizotopów wzrasta od czasu ich odkrycia. Naturalne radioizotopy (Po, Ra) znane są od przełomu XIX i XX wieku, natomiast sztuczne radioizotopy odkryto niedługo po odkryciu neutronu w 1932 roku. Dwa najczęstsze sposoby wytwarzania radioizotopów to akceleratory cząstek i reaktory jądrowe. Akceleratory cząstek z natury wytwarzają niewielkie ilości radioizotopów w porównaniu z reaktorami jądrowymi.

Produkcja radioizotopów w reaktorach opiera się na wychwytywaniu neutronów w materiale tarczowym (reakcja aktywacji) lub ich wytwarzaniu w wyniku rozszczepienia materiału tarczowego poprzez bombardowanie neutronami termicznymi. Reaktory i akceleratory badawcze są również wykorzystywane do opracowywania nowych radioizotopów do diagnostyki i terapii w medycynie nuklearnej, badań nieniszczących i zastosowań przemysłowych radioznaczników, a także do badań radioznaczników w badaniach naukowych.

Radiofarmaceutyki to substancje zawierające radioizotop i mające zdolność pełnienia roli markera w medycznych procedurach diagnostycznych lub terapeutycznych. 80% wszystkich diagnostycznych procedur medycznych na całym świecie opiera się na dostępności radioizotopu molibdenu-99 (Mo-99) i jego produktu pochodnego, technetu-99m (Tc-99m), które obecnie są produkowane tylko w reaktorach badawczych.

Na świecie rośnie liczba zabiegów medycznych z wykorzystaniem izotopów promieniotwórczych, przy czym coraz większy nacisk kładzie się na terapię z wykorzystaniem radiofarmaceutyków w leczeniu nowotworów.

Popularne radioizotopy stosowane w medycynie nuklearnej produkowane w reaktorach badawczych:

• Mo-99 (molibden-99), który rozpada się do Tc-99m (technet-99), jest powszechnie stosowanym radionuklidem w procedurach obrazowania medycyny nuklearnej;
• I-131 (jod-131) jest powszechnie stosowany w leczeniu raka tarczycy, jako radiofarmaceutyk;
• P-32 (fosfor-32), stosowany jako środek terapeutyczny w leczeniu niektórych rodzajów raka, takich jak przewlekła białaczka szpikowa.

Radiografia neutronowa

Radiografia neutronowa to kolejne zastosowanie reaktorów badawczych. Jest mniej znana niż radiografia rentgenowska. Mechanizm oddziaływania promieniowania neutronowego z materią jest zdecydowanie inny niż promieniowania rentgenowskiego, stąd też inne cechy charakterystyczne materiału są odwzorowywane w obrazie radiologicznym. Radiografia neutronowa znajduje zastosowanie, kiedy występuje konieczność wykonania radiogramu materiału o małej liczbie atomowej (Z), znajdującego się w otoczeniu materiału o dużej liczbie atomowej. Stąd też radiografia neutronowa jest uznawana za komplementarną metodę w odniesieniu radiografii promieniowaniem rentgenowskim. Technika ta jest bardzo przydatna do wizualizacji kontrastów między różnymi pierwiastkami, a także np. do śledzenia dynamiki płynów zawierających wodór w czasie rzeczywistym. Radiografia neutronowa znalazła zastosowanie w przemyśle lotniczym i rakietowym, np. do badania elementów konstrukcyjnych samolotów i do badania zaworów pojazdów kosmicznych. Spośród innych zastosowań technicznych radiografii neutronowej należy wymienić wykrywanie chłodziw organicznych oraz osadów organicznych w rurociągach i zbiornikach metalowych.

Reaktory badawcze w Polsce

Z inicjatywy prof. Andrzeja Sołtana 4 czerwca 1955 roku powołano Instytut Badań Jądrowych (obecnie Narodowe Centrum Badań Jądrowych), znajdujący się w Świerku, 30 km od centrum Warszawy. To tu uruchomiono dwa, jedyne w Polsce, reaktory badawcze – 31 maja 1958 roku reaktor EWA, a 18 grudnia 1974 roku reaktor MARIA. W Instytucie Badań Jądrowych zrealizowano także kilka mniejszych układów, tzw. reaktorów mocy zerowej, o których więcej w rozdziale →Zestawy krytyczne i podkrytyczne.

Reaktor EWA

Nazwa reaktora EWA to akronim od słów Eksperymentalny Wodny Atomowy. Po Pierwszej Konferencji Genewskiej (1955 rok) ZSRR zaoferował krajom sąsiednim sprzedaż swoich reaktorów badawczych. Taka umowa została podpisana z Polską, Bułgarią, Czechosłowacją, NRD, Rumunią i Węgrami. Na jej podstawie rozpoczęto prace nad budową pierwszego w historii reaktora jądrowego w Polsce. Radziecka konstrukcja zakładała uzyskanie mocy cieplnej 2 MW i gęstości strumienia neutronów termicznych 2·10¹³ neutronów/s⋅cm². 31 maja 1958 roku reaktor osiągnął stan krytyczny. W 1967 roku, po przebudowie, podniesiono moc do 8 MW, a ostatecznie moc reaktora ustalono na 10 MW. 24 lutego 1995 roku wyłączono reaktor z eksploatacji. Do 2002 roku usunięto paliwo jądrowe i substancje wysokoaktywne oraz zdemontowano konstrukcję. Dziś hala reaktora EWA znajduje się na terenie Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych sąsiadującym z NCBJ.

Polecamy archiwalny film edukacyjny przygotowany przez Wytwórnię Filmów Oświatowych o reaktorze EWA.

Reaktor MARIA

Reaktor badawczy MARIA jest obecnie jedynym w Polsce działającym reaktorem jądrowym. Jego moc wynosi 30 MW. Budowę reaktora rozpoczęto w czerwcu 1970 r., a uruchomiony został w grudniu 1974 w ówczesnym Instytucie Badań Jądrowych (obecnie Narodowe Centrum Badań Jądrowych). Reaktor, zaprojektowany i zbudowany przez polskich specjalistów i techników, został skonstruowany jako reaktor wielozadaniowy o wysokim strumieniu neutronów – z zadaniem uzupełnienia możliwości badawczych eksploatowanego wówczas reaktora EWA.

MARIA jest reaktorem kanałowym i basenowym jednocześnie. Paliwo jest umieszczone w specjalnych rurowych kanałach paliwowych, zapewniających jego efektywne chłodzenie wodą pod ciśnieniem. Rdzeń reaktora MARIA ma konstrukcję modułową, dostosowywaną każdorazowo do programu produkcyjnego lub badawczego. Oprócz elementów paliwowych znajdują się w nim bloki moderatora berylowego, kanały z prętami pochłaniającymi oraz kanały izotopowe różnego typu do prowadzenia napromieniań materiałów tarczowych. W zewnętrznej części kosza znajdują się bloki reflektora grafitowego, urządzenia do napromieniania materiałów o dużej objętości. Betonowa konstrukcja basenu stanowi (wraz z wodą w zbiorniku) boczną osłonę biologiczną reaktora.

Reaktor MARIA poddawany jest ciągłym modyfikacjom mającym na celu bądź poprawę jego bezpieczeństwa, bądź związanych z programem jego wykorzystania. Najpoważniejsze zmiany dotyczą paliwa jądrowego. Pierwotnie w reaktorze MARIA eksploatowano paliwo o wzbogaceniu 80% w izotop U-235. W 2000 roku rozpoczęto wprowadzanie do eksploatacji paliwa o wzbogaceniu 36%, a we wrześniu 2012 – rozpoczęto testy paliwa poniżej 20% wzbogacenia. W roku 2014 zakończono proces konwersji reaktora na paliwo niskowzbogacone.

Charakterystyka reaktora MARIA:

• Reaktor basenowy;
• Elementy paliwowe złożone z koncentrycznych rur;
• Chłodzenie kanałowe wodą pod ciśnieniem;
• Elementy paliwowe umieszczone w matrycy berylowej;
• Moc maksymalna: 30 MWt;
• Gęstość strumienia neutronów: 2,5·10¹⁴ n/cm²s;
• Moderator: H₂O, beryl;
• Reflektor: grafit w osłonie aluminiowej.