После нескольких месяцев работ по модернизации польский исследовательский реактор MARIA, размещенный в Национальном центре ядерных исследований (NCBJ) в г. Отвоцке (Сверк), возобновил работу.
В письме всем, кто принимал участие в модернизации, директор NCBJ Кшиштоф Курек сообщил, что это был крупнейший проект по модернизации с момента пуска реактора в 1974 г., и он был необходим для получения продления лицензии в 2025 г. «Этот чрезвычайно сложный проект, который требует большой самоотдачи, прежде всего со стороны сотрудников отдела эксплуатации АЭС, а также со стороны сотрудников других подразделений. Пуск реактора прошел безопасно, и сейчас он работает на полную мощность. Я хотел бы поблагодарить всех сотрудников, вовлеченных в этот процесс».
В официальном сообщении NCBJ, опубликованном в социальных сетях, отмечается, что в рамках проводимых работ было заменено главное распределительное устройство, модернизированы системы управления и элементы измерительных систем. Работы по модернизации также затронули резервуары для отходов, систему измерения аэрозолей внутри реакторного здания и охладитель вентиляторов. Модернизация распределительного устройства и управления была особенно сложной из-за необходимости замены установки, соединяющей старые устройства и системы, с сохранением их функциональности. Подготовительные работы к этой задаче проводились в течение нескольких лет.
В результате выполненных работ были обновлены пороговые системы, внедрена современная система визуализации, заменены панели управления и полностью восстановлены ранее используемые системы. «NCBJ отмечает, что замена реакторной энергосистемы в сочетании с одновременным выполнением многочисленных работ по реконструкции и модернизации является уникальным явлением мирового масштаба».
Исследовательский ядерный реактор MARIA мощностью 30 МВт(т) был назван в честь польского лауреата Нобелевской премии Марии Склодовской-Кюри. Его строительство началось в июне 1970 г., а пуск состоялся в декабре 1974 г. Реактор был спроектирован и построен польскими специалистами.
Установка представляет собой водо-бериллиевый реактор бассейного типа с высокой плотностью потока и графитовым отражателем, а также каналами под давлением, которые содержат концентрические шеститрубные сборки твэлов.
Помимо производства радиоизотопов, реактор используется для:
- испытаний топлива и конструкционных материалов для атомной энергетики;
- нейтронно-трансмутационного легирования кремния;
- нейтронной модификации материалов;
- исследований в области нейтронной физики и физики конденсированного состояния, нейтронной радиографии;
- нейтронно-активационного анализа;
- применения нейтронных пучков в медицине;
- обучения в области физики и технологии реакторов.