MARIA-Reaktor

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Reaktor Maria
Der Reaktor Maria von außen
Lage
Land:	Polen
Daten
Eigentümer:	Institute of Atomic Energy
Betreiber:	Institute of Atomic Energy
Baubeginn:	1. Januar 1969
Inbetriebnahme:	18. Dezember 1974
Reaktortyp:	Schwimmbadreaktor
Thermische Leistung:	30 MW
Neutronenflussdichte:	4.5 × 1014 n/(cm2 s)
Stand:	2. Februar 2009

Der Reaktor Maria 1974 von innen

Der Reaktor Maria befindet sich in Świerk in Otwock, Polen und ist der zweite polnische Forschungsreaktor nach dem Reaktor Ewa.

Geschichte/Reaktordesign

Die Pläne der Anträge des zweiten polnischen Forschungsreaktors wurden 1964 im Institut für Nukleare Forschung entworfen. Mit dem Reaktor sollten kernmaterielle und strahlungschemische Forschungen sowie die Produktion von Radioisotopen vorgenommen werden. Der erste Entwurf des zweiten polnischen Forschungsreaktors wurde am 20. November 1965 im Office of Nuclear Technology Studies and Design PROATOM entwickelt. Der Bau des Reaktors begann am 16. Juni 1970. Der Reaktor wurde im Dezember 1974 erstmals kritisch. Der Reaktor wurde in Erinnerung an Marie Curie Maria genannt.^[1][2][3] Der Reaktor wurde zwischen 1975^[4] und 1985 betrieben. Mitte 1985 wurde der Reaktor renoviert. Nach der Katastrophe von Tschernobyl wurden neue Grundsätze in den Analysen der nuklearen Sicherheit festgelegt. Auf der Grundlage dieser wurde ein passives Sicherheitssystem mit der Flutung der Brennstoff-Kanäle mit Reaktorwasser in Notfällen im Reaktor Maria eingebaut. Das neue Design der Neutronen-Strahl-Rohre wurde eingeführt. Der Reaktor wurde nach Renovierung im Dezember 1992 wieder in Betrieb genommen. Er kann mindestens bis 2020 in Betrieb bleiben, die nächste Renovierung könnte den Betrieb bis 2060 verlängern.^[5]

Der Bau des zweiten polnischen Forschungsreaktors wurde 1974 abgeschlossen. Es handelt sich um einen multifunktionellen High-Flux-Reaktor. Er wurde von polnischen Wissenschaftlern entwickelt. Der Reaktor wurde vor allem für die Materialforschung gebaut und ist somit wichtig für die Konstruktion und den Service von Kernkraftwerken. Es hat eine hohe Neutronenflussdichte und ein hohes Maß an Vielseitigkeit zur Kern-Konfiguration für die Erfüllung verschiedener Anforderungen. Es ist relativ jung und kann weitere 20 Jahre als Forschungsanlage dienen. Die 25 Kilometer Entfernung zwischen dem Reaktor und Warschau gelten als Vorteil.^[1]

Derzeit ist der Reaktor in Betrieb. Er ist ein Schwimmbadreaktor/High-Flux-Reaktor^[4] mit einer Leistung von 30.000 kW. Der Baubeginn war am 1. Januar 1969, am 18. Dezember 1974 ging der Reaktor in Betrieb. Er steht im Institute of Atomic Energy, dieses ist Eigentümer und Betreiber. Er wird lizenziert von der National Atomic Energy Agency. Es gibt 70 Angestellte und 39 Operatoren des Reaktors. Der Moderator ist Beryllium und Wasser, als Kühlmittel wird Wasser verwendet. Die sieben Kontrollstäbe sind aus Borcarbid. Der Reaktor wird zur physikalischen Forschung und zur Isotopenproduktion verwendet. Das spaltbare Material stammt aus Russland, die Anreicherung wird ebenfalls in Russland vorgenommen. Als Brennstoff wird Urandioxid verwendet. Der Brennstoff ist 0,6 mm dick. Der Reaktor wird fünf Tage in der Woche und 40 Wochen im Jahr betrieben.^[6] Der Reaktor mit seinen 20 MW Leistung wird zur Herstellung von Isotopen und zu Forschungszwecken (Bestrahlungexperimente) genutzt.

Es wurden Studien durchgeführt, um unter anderem im Reaktor Maria LEU U-Mo Brennstoffe zu verwenden.^[7]

Brennstofftransport nach Russland

In einer Mission, die am 9. August 2006 abgeschlossen wurde, hat die IAEA den polnischen Behörden bei der Beseitigung von über 40 Kilogramm (90 lb) von 20-80 % hoch angereichertem Uran (HEU) aus dem Reaktor Maria geholfen. Das HEU wurde sicher in der Luft nach Russland zurückgebracht, woher es ursprünglich auch (für die polnischen Forschungsreaktoren) kam. Die zweitägige Mission war ein gemeinsames Projekt zwischen den Vereinigten Staaten, Polen, Russland und der IAEA nach einer Einigung zwischen dem russischen Präsident und dem US-Präsident. George W. Bush und Wladimir Putin hatten bei einem Treffen in Bratislava im Februar 2005 einen Vertrag unterzeichnet, der besagte, dass das HEU US-amerikanischen und russischen Ursprungs zurückgeführt werden sollten, um die nicht-zivile Nutzung des spaltbaren Materials von Drittländern zu verhindern. Beide IAEA-Inspektoren und technischen Experten aus der US National Nuclear Security Administration (NNSA) waren anwesend, um die Umfüllung des Urans in Kanister zu verfolgen. Mit Geleit einer bewaffneten Wache wurde das Uran früh morgens in ein Transportflugzeug geladen und in eine sichere Anlage in der Nähe von Nowosibirsk gebracht. Die russische Anlage wird das spaltbare Material zu niedrig angereichertem Uran abreichern, sodass es nicht verwendet werden kann, um eine Bombe zu bauen. Die Brennstoff-Entfernung wurde durch die Vereinigten Staaten gefördert, durch eine technische Zusammenarbeit mit der IAEA durchgeführt. Es ist Teil der Global Threat Reduction Initiative (GTRI), die risikoreiche nukleare und radiologische Materialien auf der ganzen Welt ermitteln, sichern und wiederaufbereiten will. Insgesamt rund 195 kg HEU russischer Herkunft wurden wieder nach Russland gebracht, von ausländischen Forschungsreaktoren, die unter sowjetischer Hilfe gebaut wurden. Die IAEA arbeitet auch mit Polen zusammen, um den leistungsfähigen Reaktor Maria von HEU auf LEU als Brennstoff umzustellen, bei dem kein Risiko der Proliferation besteht. Der Reaktor Maria ist für die Herstellung von Isotopen für medizinische Behandlungen und Diagnosen gebaut worden, und um den Brennstoff für Leistungsreaktoren zu testen und andere Forschungsarbeiten zu betreiben.^[2][3][8][9]

Einzelnachweise

1. ↑ ^{a b} IEA - Reaktor Maria (englisch)
2. ↑ ^{a b} Sensitive Nuclear Material Removed From Poland (englisch)
3. ↑ ^{a b} Sensitive Nuclear Material Removed From Poland - IAEA, US and Russia Remove Highly Enriched Uranium: IAEA (englisch)
4. ↑ ^{a b} Isotopic transmutations in irradiated beryllium and their implications on MARIA reactor operation (englisch)
5. ↑ IEA - reaktor Maria (englisch)
6. ↑ Research Reactor Database der IAEA (englisch)
7. ↑ NTI - Russia (englisch)
8. ↑ Department of Energy - DOE Announces Successful Removal of Nuclear Material from Poland (englisch)
9. ↑ Russia repatriates spent nuclear fuel from Poland reactor (englisch)

Weblinks

• Betriebszeiten (Diagramm)