IPJ w Świerku

Główną siedzibą Instytutu Energii Atomowej jest ośrodek w Świerku k. Otwocka. Mieszczą się tam cztery zakłady naukowe, Dział Szkolenia i Doradztwa, Dział Informatyki, Zakład Aparatury Jądrowej (ZdAJ, producent akceleratorów medycznych) oraz Zakład Transportu Samochodowego. W Warszawie są zlokalizowane trzy zakłady IPJ, a w Łodzi – jeden.

Instytut Energii Atomowej powstał 1 stycznia 1983 roku w wyniku przekształcenia byłego Instytutu Badań Jądrowych w trzy nowe instytuty atomistyki. Instytut Problemów Jądrowych, Instytut Chemii i Techniki Jądrowej oraz Instytut Energii Atomowej.

Działalność Instytutu Energii Atomowej POLATOM obejmuje:

1. Prowadzenie badań naukowych i prac rozwojowych , przystosowanie wyników prowadzonych prac do zastosowania w praktyce, w dziedzinach:

  • energetyki jądrowej, fizyki i techniki reaktorów jądrowych oraz zastosowań technik jądrowych
  • bezpieczeństwa jądrowego, ochrony radiologicznej i monitoringu radiologicznego
  • radiochemii, chemii i technologii materiałów promieniotwórczych , preparatów izotopowych
  • fizyki jądrowej, fizyki fazy skondensowanej, badań materiałowych , metrologii izotopów i technik obliczeniowych
  • medycyny nuklearnej, medycznych zastosowań i dozymetrii promieniowania jonizującego
  • technologii energooszczędnych i proekologicznych źródeł energii, postępowania z odpadami promieniotwórczymi
  • oceny ryzyka dla człowieka i środowiska oraz systemów wspomagania decyzji na wypadek awarii obiektów technicznych i przemysłowych, klęsk żywiołowych i aktów terroru
  • bezpiecznej eksploatacji reaktora MARIA

2. Instytut prowadzi działalność gospodarczą w zakresie jednostkowego wytwarzania produktów i świadczenia usług zawiązanych z przedmiotem działania Instytutu:

  • wytwarzania i obrotu substancjami i wyrobami farmaceutycznymi, farmaceutykami zawierającymi izotopy promieniotwórcze , zestawami do diagnostyki i terapii medycznej
  • wytwarzania i obrotu radioizotopami, źródłami promieniotwórczymi, materiałami radiacyjnie modyfikowanymi, odczynnikami radiochemicznymi, źródłami i roztworami wzorcowymi do zastosowań w medycynie, nauce, ochronie środowiska, rolnictwie i przemyśle
  • wytwarzania, instalowania, naprawy i konserwacji aparatury izotopowej oraz przeładunku i transportu materiałów promieniotwórczych
  • laboratoryjnej diagnostyki medycznej
  • zapewnienia bezpieczeństwa jądrowego, ochrony radiologicznej i ochrony fizycznej.

Instytut eksploatuje jedyny w Polsce jądrowy reaktor badawczy MARIA, który służy do wytwarzania izotopów promieniotwórczych, radiacyjnej modyfikacji materiałów oraz badań na wiązkach neutronów.

Pierwszy reaktor jądrowy w Polsce – EWA

Pierwszy doświadczalny reaktor jądrowy w Polsce został uruchomiony, w Instytucie Badań Jądrowych w Świerku w 1958 roku. Reaktor EWA (bo tak został nazwany ten obiekt od słów Eksperymentalny, Wodny, Atomowy) był urządzeniem, przy pomocy którego w Polsce rozwinięto szereg nowych dziedzin nauki i techniki.

Wiązki neutronów z reaktora EWA przez ponad 30 lat wykorzystywano do badań struktury materiałów. Dyfrakcja i rozpraszanie neutronów na strukturach krystalicznych dostarczały informację o budowie i o dynamice sieci krystalicznych, o ich właściwościach. Izotopy uzyskiwane z substancji naświetlanych w rdzeniu reaktora były podstawowym narzędziem w rozwoju zastosowań technik jądrowych: diagnostyki i terapii medycznej, zastosowań przemysłowych, badaniach naukowych. W oparciu o reaktor EWA rozwinęły się takie działy nauki i techniki jak fizyka reaktorowa, inżynieria reaktorowa, elektronika jądrowa. Instytut Badań Jądrowych był znaczącym w świecie centrum rozwoju badań neutronowych, zastosowań technik jądrowych, wytwarzaniu izotopów i związków znaczonych izotopami radioaktywnymi, fizyki i techniki reaktorowej, Reaktor EWA, o początkowej mocy 2 MW był siłami specjalistów Instytutu Badań Jądrowych modernizowany, osiągając moc 10 MW. Reaktor ten był jednym z najlepiej i najdłużej eksploatowanych jądrowych reaktorów badawczych na świecie.

Reaktor MARIA

Program wykorzystania drugiego polskiego reaktora badawczego został opracowany w Instytucie Badań Jądrowych w 1964 roku. Zgodnie z dokumentem programowym (P-3166) reaktor MARIA powinien umożliwiać:

  • prowadzenie badań fizycznych na wiązkach neutronów;
  • prowadzenia badań radiochemicznych;
  • prowadzenia badań materiałowych w sondach i pętlach;
  • napromieniania materiałów tarczowych dla produkcji izotopów;
  • wykorzystanie promieniowania gamma wypalonych elementów paliwowych do prowadzenia badań radiochemicznych;
  • prowadzenie naświetlań dla spektrometrii krótkożyciowych izotopów;
  • prowadzenie badań w zakresie inżynierii reaktorowej i energetyki jądrowej.

Biorąc za podstawę przedstawiony powyżej program zostały opracowane przez Biuro Studiów i Projektów Techniki Jądrowej „PROATOM” założenia do budowy drugiego reaktora (Nr arch. P-3166) zatwierdzone przez Radę Techniczną do Oceny Założeń i Rozwiązań Projektowych Reaktorów oraz przez Pełnomocnika Rządu d/s Wykorzystania Energii Jądrowej w lutym 1965 roku. Założenia te były podstawą do opracowania przez BSiPTJ „PROATOM” Projektu wstępnego 2-giego reaktora doświadczanego 30 MW, typ wodno – berylowy R-2. Projekt ten został przyjęty przez Radę Techniczną 20 listopada 1965 roku.

W dniu 16 czerwca 1970 r. został wmurowany kamień węgielny pod budowę reaktora R-2 i tym samym rozpoczęto budowę tego obiektu. Budowa została zakończona w 1974 roku i w dniu 18 grudnia 1974 roku przeprowadzono doświadczenie krytyczne reaktora. Eksploatację rozpoczęto w 1975 r.

Reaktor ten został zaprojektowany przez polskich specjalistów i techników. Został skonstruowany jako reaktor wielozadaniowy o wysokim strumieniu neutronów – jako uzupełnienie możliwości badawczych reaktora EWA. Reaktor ten budowano również z myślą o prowadzeniu na nim badań materiałowych niezbędnych w programach budowy i eksploatacji elektrowni jądrowych.

Reaktor był eksploatowany do połowy 1985 roku, kiedy to został poddany gruntownej modernizacji. Przedmiotem działań modernizacyjnych było:

  • wymiana systemu sterowania na blokowy system aparatury reaktorowej SAKOR-B,
  • przegląd i diagnostyka stanu grafitowych bloków stanowiących reflektor reaktora,
  • uzupełnienie konfiguracji rdzenia o dodatkowe bloki berylowe,
  • budowa osłony biologicznej stabilizatora ciśnienia,
  • modernizacja urządzeń systemu chłodzenia reaktora,
  • modernizacja systemów klimatyzacji i wentylacji reaktora,
  • instalacja systemu obiegowej kontroli temperatur i przepływów w kanałach chłodzenia paliwa reaktora (system OKCR).

Po awarii reaktora energetycznego w Czarnobylu nastąpiła zmiana w podejściu do analiz bezpieczeństwa reaktorów jądrowych. W rezultacie prowadzonych analiz, reaktor MARIA został wyposażony w szereg nowoczesnych układów eliminujących wystąpienie określonych zdarzeń lub minimalizujących ich konsekwencje. Zainstalowano pasywny układ zalewania kanałów paliwowych wodą basenową w przypadku spadku ciśnienia w obiegu chłodzenia elementów paliwowych, zamontowano nowe konstrukcje poziomych kanałów wyprowadzających wiązki neutronów z reaktora.

Reaktor został ponownie uruchomiony w grudniu 1992 roku i od 1993 roku po przejściu przez procedurę rozruchu energetycznego reaktor MARIA podjął normalną eksploatację. W chwili obecnej jest prowadzona normalna eksploatacja reaktora MARIA. Wg wstępnych technicznych analiz reaktor MARIA może być eksploatowany do 2020 roku, a po modernizacji do 2050 – 2060 roku.

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 dwudziestoletnia 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.
Informacje ze strony: Instytut Energii Atomowej POLATOM