Reaktory jądrowe IV generacji

Dziś mam przyjemność zaprezentować artykuł Tymona Kalbarczyka o reaktorach jądrowych IV generacji. Oddaję głos Autorowi:

 Ryc. 1 Zdjęcie reaktora AVR w Niemczech – praca własna Maurice’go van Bruggen (26 kwie 2020),  https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Hogetemperatuurreactor.JPG

Reaktory Jądrowe IV Generacji

Przyszłość Energetyki Jądrowej

W niniejszej pracy przedstawiono najbardziej obiecujące z projektowanych/testowanych reaktorów jądrowych IV generacji w losowej kolejności. Szczególną uwagę poświęcono zasadom działania konstrukcji, stosowanego paliwa, wadach i zaletach oraz możliwych zastosowaniach. 

1 Reaktory IV generacji?

Reaktory IV generacji to grupa reaktorów będących aktualnie w fazie projektowej, lub testowej z zamiarem ich wprowadzenia po 2030 roku (z wyjątkiem reaktora VHTR które prawdopodobnie zostaną wprowadzone wcześniej). Reaktory IV generacji mają być tanie w budowie i proste w obsłudze, mają być bezpieczne nawet w rękach niedoświadczonych operatorów, powinny możliwie minimalizować ilość odpadów i wykorzystywania zasobów naturalnych, mają też znacząco utrudniać, lub uniemożliwiać proliferacje mat. jądrowych. 

Ilość projektowanych reaktorów znacząco zmalała, aby skupić uwagę na rozwijaniu tych, które mają największą szanse zrealizowania celów stawianych IV generacji reaktorów. 

2 Rozwijane projekty reaktorów termicznych

Reaktory termiczne to reaktory w których większość reakcji rozszczepienia jest generowana przez neutrony termiczne spowolnione przez moderator. Aktualnie rozwijane projekty to HTR i VHTR, SCWR, oraz MSR.

2.1 Reaktor VHTR

Reaktory VHTR (Very High Temperature Reactor) to aktualnie najbardziej rozwinięte projekty ze wszystkich reaktorów IV generacji i mogą wejść do powszechnego użytku jeszcze przed 2030 rokiem. Wiele krajów rozwijała tą technologię jeszcze w latach 80-tych XX w, jednak wszelkie próby wdrożenia ich do użytku następowały w bardzo nieprzystępnym czasie (spadek cen ropy, katastrofa w Czarnobylu).

 

Reaktory tego typu składają się z rdzenia przez który przelatuje strumień gazowego helu używanego jako chłodziwa. Temperatura helu przy wyjściu z reaktora wynosi 1270 K. Hel ten kierowany jest do wymiennika ciepła, a następnie jest za sprawą dmuchawy z powrotem do rdzenia. Rdzeń jest zwykle otoczony grafitowo-węglowym reflektorem neutronów oraz obudową ze sprężonego betonu.

2.1.2 Rdzeń reaktorów VHTR

Rdzeń tych reaktorów ma dwie różne wersje, gdyż może być on sztywny zbudowany z sześciokątnych bloków grafitowych z kanałami przez które przepływa hel, oraz w których znajdują się pręty sterujące (konstrukcja amerykańska). Paliwo w tym rdzeniu ma postać długich prętów odlanych z grafitu z rozmieszczonymi wewnątrz kulkami paliwa TRISO. Reaktory z tą konstrukcją osiągały moc z rzędu 600 MWe. Minusem tych rdzeni jest brak możliwości ciągłego przeładowywania paliwa.

Druga wersja jest bardziej interesująca, gdyż posiada tak zwany rdzeń usypany. Składa się on z dziesiątek tysięcy kulek grafitowych z drobinkami paliwa typu TRISO. Kulki są wsypywane do rdzenia od góry, a następnie po kilku/kilkudziesięciu miesiącach spędzonych w rdzeniu wysypywane dołem. Tam kulki paliwowe są badane spektroskopem gamma w celu określenia stopnia ich wypalenia – kulki wypalone są kierowane na składowisko wypalonego paliwa, zaś kulki niewypalone trafiają do z powrotem rdzenia (konstrukcja niemiecka). Reaktory z tą konstrukcją osiągały moc z rzędu 250 MWe. Minusem tych rdzeni jest mechaniczne ścieranie się kul paliwowych tworząc drobny, silnie radioaktywny i trudny w dekontaminacji pył węglowy. Rdzeń usypany wymagałby jednak aby pręty sterujące poruszały się w specjalnych rurach uniemożliwiających ich zaklinowanie między kulami paliwowymi. 

2.1.3 Paliwo TRISO

Paliwo do reaktorów w których panuje tak wysoka temperatura musi być bardzo wytrzymałe. Nie używa się więc tradycyjnych materiałów ani tradycyjnych konstrukcji prętów paliwowych. Wiele elementów rdzenia zbudowane jest z grafitu i węglików. Paliwem zaś jest tak zwane TRISO.

Paliwo TRISO od środka składa się z kulki paliworodnej – zazwyczaj niskowzbogaconego uranu z dodatkiem paliworodnego toru – o średnicy ok. 0,5 mm. Kulka ta pokryta jest warstwą porowatego węgla pirolitycznego służącego do wychwytu lotnych produktów rozpadu, warstwy wewnętrznej zwykłego węgla pirolitycznego, warstwy węglika krzemu, lub węglika cyrkonu pełniącego rolę koszulki paliwowej, oraz kolejnej warstwy węgla pirolitycznego pełniącego funkcje osłonowe.

 

Przygotowane w ten sposób kulki mają trochę mniej niż milimetr i mogą wytrzymać temperatury z rzędu 2270 K i ciśnienie ok. 1000 atmosfer. Kulki te zwykle zalewa się grafitem uformowanym w formę kul, lub prętów. 

Paliwo TRISO zamiast zwykłego uranu może również działać na plutonie odzyskanym z likwidacji broni jądrowej, zużytym paliwie jądrowym oraz torze. Składniki te często umieszczone są jako domieszki dodawane do uranu. 

2.1.4 Plusy i minusy reaktorów VHTR

Reaktory typu VHTR są aktualnie jednym z lepiej zbadanych typów reaktorów IV generacji, przez co znamy wiele ich aspektów. Ważną ich zaletą jest to że posiadają ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności. Chłodziwo, jakim jest hel też posiada wiele zalet, nie ulega aktywacji neutronowej, hel jest również chemicznie niereaktywny. Reaktory VHTR mają w pełni ceramiczny rdzeń wykonany z wysoce odpornego grafitu, lub węglików. Ze względu na podniesienie temperatury chłodziwa na wyjściu z reaktora możliwe jest przekonwertowanie nawet 50% energii cieplnej w elektryczność. Reaktory VHTR uwalnia do środowiska niewiele radionuklidów – pomimo tego, że paliwo TRISO uwalnia ich więcej od tradycyjnej konstrukcji, znaczna ich część zostaje wchłonięta przez materiały konstrukcyjne rdzenia. Ciekawą opcją jest też wykorzystanie reaktorów VHTR do powielania paliwa poprzez umieszczenie w paliwie domieszek toru, który pod wpływem bombardowania neutronami przekształca się w rozszczepialny uran-233. Reaktor ten może też w ograniczonym stopniu „spalać” wypalone paliwo jądrowe. Najważniejszą zaletą reaktorów VHTR jest ich wielozadaniowość, gdyż mogą posłużyć jako źródło ciepła dla dużych zespołów przemysłowych np. do produkcji wodoru, jak i również jako źródło prądu elektrycznego. 

Reaktory VHTR mają niewiele wad, lecz jedną z najpoważniejszych jest kłopotliwość demontażu

koszty rozbiórki reaktora AVR w Niemczech szacuje się na miliardy PLN w związku z dużym skażeniem elementów konstrukcyjnych w rdzeniu. Kolejną wadą jest również wysoka cena helu używanego w tej konstrukcji jako chłodziwa. W związku z doświadczeniami z reaktorem AVR, a konkretniej znacznego skażenia elementów konstrukcyjnych produktami rozpadu paliwa jądrowego powstają obawy o odporność elementów na pracę kilkanaście lat w wysokiej temperaturze.

2.2 Reaktor SCWR

Reaktor SCWR (super-critical water cooled reactor) są połączeniem dwóch idei: prostoty wykonania i obsługi znanej z konstrukcji BWR oraz kotłów nadkrytycznych w elektrowniach klasycznych. Reaktory SCWR mają również posiadać wyższą niż obecnie efektywność przemiany energii cieplnej na elektryczną dochodzącą według wielu szacunków nawet do 45% (obecnie 30%). 

Reaktory SCWR mają dzielić się na reaktory termiczne, mieszane i prędkie, z czego różne projekty generowałby od 300 MWe do 1700 MWe, jednak reaktory z rdzeniem termicznym w przeciwieństwie do prędkich miały by tylko jednokrotny przebieg wykorzystania paliwa, zaś reaktory prędkie miałyby możliwość powielania paliwa na drodze zaawansowanego przetwarzania wodnego wypalonego paliwa.

2.2.1 Chłodzenie nadkrytyczne

Zgodnie z projektami w reaktorach SCWR ciekła woda o temperaturze 550 K ma być wpompowywana do rdzenia pod ciśnieniem 25 MPa, gdzie osiągałaby stan nadkrytyczny poprzez podgrzanie do 780 K. Woda w stanie nadkrytycznym nie moderuje neutronów równie skutecznie co ciekła woda, jednak lepiej przekazuje energię cieplną i lepiej chłodzi trudnodostępne elementy rdzenia (zachowuje się jak sprężony gaz). Nie zajdzie również lokalne parowanie, które w reaktorach wrzących wywoływało trudności w kontroli rdzenia. 

Reaktory SCWR mogłyby również posiadać kilka zestawów generatorów – jeden napędzany nadkrytyczną wodą w obiegu pierwotnym i drugi/trzeci napędzany parą wodną pochodzącą z układu chłodzenia obiegu pierwotnego. Umożliwiałoby to bardzo skuteczne pozyskiwanie energii elektrycznej z reaktorów SCWR.

2.2.2 Rdzeń i paliwo reaktora SCWR

Rdzeń reaktora SCWR z zewnątrz bardzo przypominałby rdzeń reaktorów PWR, co związane byłoby z potrzebą utrzymania w pierwotnym obiegu chłodzenia wysokiego ciśnienia. Od wewnątrz rdzeń bardzo przypominałby z kolei reaktory BWR, co związane byłoby z bardzo podobnym procesem, który jednak w SCWR nie zmieniałby wody w parę, a w ciało nadkrytyczne. 

Paliwo i pręty sterujące w SCWR bardzo przypominałyby te znane z BWR, jednak paliwo musiałoby być na wyższym stopniu wzbogacenia, gdyż niemożliwe jest użycie cyrkonowych koszulek ze względu na wysoką temperaturę w rdzeniu.

Reaktory SCWR na neutrony prędkie posiadać też będą możliwość powielania paliwa na drodze zaawansowanego przetwarzania wodnego wypalonego paliwa.

2.2.3 Plusy i Minusy reaktorów SCWR 

Plusami reaktorów SCWR jest prosta konstrukcja umożliwiająca tanią budowę. Są one też ekonomiczne w związku z wysoką efektywnością w produkcji prądu elektrycznego. Dodatkowo w konfiguracji opierającej się o neutrony prędkie umożliwia gospodarowanie odpadami jądrowymi i użyciem ich jako dodatkowego paliwa. Według szacunków pierwsze reaktory SCWR mogłyby być budowane już od 2025 roku, jednak należy je jeszcze przetestować w praktyce. 

Do ich wad należy brak pewności jak z elementami konstrukcyjnymi reaguje nadkrytyczna woda o wysokiej temperaturze. Problematyczna jest fakt, że posiada on niewielki zasób wody w obiegu pierwotnym, co oznacza, a ewentualne sytuacje awaryjne rozwijałyby się dość szybko ze względu na niewielką pojemność cieplną chłodziwa. Dodatkowo w wypadku awarii istniałoby ryzyko zbyt wysokich temperatur przejściowych dla konwencjonalnych metali obudowy reaktora. 

2.3 Reaktor MSR

Reaktorów MSR (Molten Salt Reactor) jest wiele, gdyż pod tym terminie kryje się każdy typ reaktora posiadający stopioną sól jako chłodziwo. Technologia reaktorów MSR była rozwijana równolegle w wielu krajach w latach 50 i 60 XX wieku, później straciły one na znaczeniu, jednak dzisiaj przeżywają swój renesans. 

Koncepcje reaktorów MSR dzielą się na dwa poligony: reaktory w których paliwo rozpuszczone jest w chłodziwie i reaktory z paliwem stałym i jedynie systemami chłodzenia opartymi na solach. Poniżej skupiono się głównie na tym pierwszym projekcie ze względu na jego unikalność i interesującą konstrukcję.

2.3.1 Paliwo rozpuszczone w chłodziwie? Rdzeń reaktorów MSR

Rdzeń reaktorów MSR z paliwem rozpuszczonym w chłodziwie stanowi jedynie blok grafitu przez który poprowadzone są rury z chłodziwem. Paliwo rozproszone w chłodziwie wpływając do rdzenia osiąga masę krytyczną i zaczyna się rozgrzewać, po wypłynięciu z rdzenia przekazuje swoje ciepło do obiegów wtórnych, gdzie to może zostać przetworzone na prąd elektryczny. Konstrukcja ta pozwala osiągnąć moc 1000 MWe, przy temperaturze chłodziwa bliskiej 970 K i niewielkim ciśnieniu (poniżej 1 atm). Jednym z reaktorów tego typu jest Reaktor Torowy na Ciekłych Fluorkach, posiadający jako paliwo/chłodziwo ciekłe fluorki toru. 

Paliwo może być również na bieżąco analizowane w laboratorium przyległym do budynku reaktora. Możliwe okazuje się również usuwanie elementów rozpadu na bieżąco. Nie powinno również dojść do „przytkania” rur, gdyż większość elementów rozpadu powinna tworzyć fluorki, czyli pozostawać spójne z resztą paliwa. Pierwiastki nie tworzące fluorków będą zaś tworzyły ekstremalnie drobny pył, który nie powinien przeszkadzać w obiegu, jeśli rury będą odpowiednio wyprofilowane. 

Problemem do rozwiązania w reaktorach LFTR, jest tak zwane „paliwo rozruchowe” – zanim fluorek toru ulegnie przemianie we fluorek uranu-233 wymagane jest wzbogacenie pierwszej porcji paliwa w izotop U-233 który praktycznie nie występuje w naturalnym uranie i jest kosztowny w otrzymywaniu. 

2.3.2 Możliwość gospodarowania aktynowcami

Reaktory MSR umożliwiają skuteczną gospodarkę aktynowcami, które można wpuścić do paliwa pod postacią fluorków, gdzie pod wpływem promieniowania neutronowego zostaną przemienione na krótkożyciowe lżejsze izotopy. Znacznie zredukuje to ilość długożyciowych odpadów pochodzących z elektrowni, oraz umożliwi „spalanie” wypalonego paliwa jądrowego obecnie magazynowanego na składowiskach.

2.2.4 Plusy i minusy reaktorów MSR z paliwem rozpuszczonym

Reaktory MSR mają wiele zalet i wad. Dobre rozeznanie w tej technologii posiadamy ze względu na dużą ilość testów tego typu reaktorów w latach 50 – 60 XX w.

 Do zalet należy niewielka ilość paliwa stanowiącego wsad rdzenia, duży ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności, niska reaktywność stopionych fluorków – nawet w wysokich temperaturach i w warunkach wysokiej radiacji, odporność soli fluorkowych na aktywację neutronową, praca w niskim ciśnieniu zmniejszająca prawdopodobieństwo wycieków z instalacji pierwotnej, możliwość usuwania gazowych produktów rozszczepienia i uniemożliwienie wystąpienia tz. zatrucia ksenonowego, obfitość występowania rud toru, ekonomiczne pod wieloma względami paliwo, możliwość odzysku wielu cennych metali z zużytego paliwa, oraz prostota konstrukcji.

Wadami reaktorów MSR jest przede wszystkim stara myśl techniczna – większość testowych reaktorów użytkowana była ponad 50-60 lat temu. Do mniejszych wad i wyzwań konstrukcyjnych należą: wymagane „paliwo rozruchowe” w reaktorach LFTR bogate w U-233, możliwość lokalnego krzepnięcia soli, emisja neutronów opóźnionych poza rdzeniem, zużyte paliwo choć szybko straci na aktywności – ze względu na rozpuszczalność niektórych fluorków w wodzie – będzie wymagać specjalnych środków bezpieczeństwa, ograniczona trwałość grafitowego rdzenia, znaczne zagrożenie radiologiczne w wypadku wycieków z obiegu pierwotnego oraz niebezpieczeństwo proliferacji różnych izotopów poprzez różne procesy chemiczne.

3 Rozwijane projekty reaktorów prędkich

Reaktory prędkie to reaktory w których większość reakcji rozszczepienia jest generowana przez neutrony prędkie. Reaktory te mogą służyć do recyklingowania wypalonego paliwa jądrowego z reaktorów termicznych poprzez rozbicie długożyciowych elementów rozpadu, oraz transuranowców na krótkożyciowe izotopy, które choć bardziej radioaktywne znacznie szybciej stają się stabilne. Aktualnie rozwijane projekty to GFR, SFR, oraz LFR. 

3.1 Reaktor GFR

Reaktor GRF (Gas-cooled Fast Reactor) jest bardzo podobny do reaktorów HTR i VHTR, z tą różnicą, że w rdzeniu brak jest moderatora, a spektrum neutronów jest prędkie. Reaktor GRF jest projektowany jako reaktor powielający umożliwiający „wypalanie” długożyciowych radionuklidów zawartych w zużytym paliwie jądrowym znacznie skracając wymagany okres ich przetrzymywania. 

Pierwsze projekty reaktorów prędkich – poprzedników GFR pojawiły się już w latach 60 XX w. jednak reaktory GFR jako takie pojawiły się dopiero w latach 90, zaś zaawansowane badania ruszyły ledwo kilkanaście lat temu. 

GFR mają głównie służyć jako ekonomiczne reaktory energetyczne, jednak myśli się też nad wykorzystaniem ich jako ekonomicznych źródeł temperatury do procesu produkcji wodoru (temp. na wyjściu z reaktora wynosi około 1120 K).

Paliwem do reaktorów GFR ma być paliwo uranowo-plutonowe, bądź torowe. Jako chłodziwo proponuje się użycie pary wodnej, helu, lub dwutlenku węgla. Rdzeń miałby zaś znajdować się w stalowej ciśnieniowej obudowie bezpieczeństwa.

3.1.1 Rdzeń reaktora GFR

Rdzeń reaktorów GFR wciąż pozostaje w fazie projektów. Konstrukcja opierałaby się o płaskie pastylki paliwa jądrowego zamknięte w konstrukcji przypominającej plaster miodu wykonany  materiału konstrukcyjnego rdzenia. Plastry takie układano by następnie pionowo w rdzeniu. Między nimi miało by przepływać chłodziwo. Jest to tak zwane paliwo płytowe. Rozważany jest też projekt z rdzeniem usypanym opartym o paliwo TRISO.

Jako materiał konstrukcyjny rdzenia proponuje się węglik krzemu, cyrkonek krzemu, lub azotek tytanu. Materiały te muszą być odporne na długą ekspozycję na ekstremalnie wysoką temperaturę, nie absorbować neutronów ani ich nie moderować.

Różne projekty rdzenia reaktorów GFR rozwijane równolegle w wielu krajach mają osiągać różne moce od 300 MWe do 1200 MWe, gdzie ten ostatni jest aktualnie głównym rozwijanym projektem.

 

3.1.2 Mało znany projekt

Reaktory GFR są o wiele mniej „głośnymi” projektami od swoich „kolegów” z IV generacji, a w szczególności reaktora VHTR. Jest to spowodowane faktem iż reaktory GFR są wciąż w fazie projektów. Ewentualna budowa reaktora GFR prawdopodobnie ukazałaby dodatkowe wady i zalety tych reaktorów. 

3.1.3 Plusy i minusy reaktorów GFR

Podstawowym plusem reaktorów GFR jest prędkie spektrum neutronów umożliwiająca powielanie paliwa i pracę przez wiele lat na jednym wsadzie paliwa. Reaktory z prędkim spektrum neutronowym generują też znacznie mniej odpadów promieniotwórczych. Reaktory GFR ze względu na wysoką temperaturę przy wyjściu z rdzenia mogą służyć jako wydajne i ekonomiczne źródła ciepła dla kompleksów przemysłowych, a przede wszystkim produkcji wodoru. Większe modele mogą być też atrakcyjne dla energetyki.  

Wadami reaktorów GFR jest przede wszystkim ich wczesne stadium rozwoju i brak praktycznych testów na reaktorach eksperymentalnych. Warto zwrócić też uwagę na podstawowy problem występujący we wszystkich reaktorach powielających, czyli zagrożenia proliferacją paliwa.

3.2 Reaktory SFR

Reaktory SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) to reaktor wykorzystujący do chłodzenia ciekły sód. Reaktory te wywodzą się ze starszej koncepcji LMFR (Liquid Metal-cooled Fast Reactor) rozwijanej w latach 50-80 XX w. 

Jest to aktualnie jeden z najbliższych do wprowadzenia typ reaktorów IV generacji o prędkim spektrum neutronów w związku z istnieniem działających prototypów takich jak np.: BN-600, CERF, czy Monju. Aktualnie działające reaktory SFR posiadają: Chiny, Japonia, Indie, Rosja i Francja. Większość z nich to dopiero prototypy, ale część nadaje się do wdrożenia do eksploatacji. 

SFR posiadają trzy planowane wersje: małe modułowe reaktory o mocy 50-150 MWe, reaktory średnie o mocy 300-600 MWe, oraz reaktory duże o mocy 600-1500 MWe.

3.2.1 Rdzeń reaktorów SFR jako rdzeń reaktora powielającego

Wnętrze rdzenia reaktorów (poza brakiem moderatora) nie różni się znacząco od rdzeni klasycznych reaktorów. Składa się z prętów paliwowych chłodzonych przepływającym wkoło sodem. Pręty kontrolne są zazwyczaj wsuwane do reaktora od góry. 

Nad rdzeniem znajdowałby się zbiornik gorącego sodu, zaś pod rdzeniem zbiornik chłodnego sodu. Zbiorniki te byłyby połączone poprzez rdzeń. Obieg chłodziwa polegałby na naturalnej konwekcji, lub zostałaby wymuszona przez pompy. Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia wynosiłaby około 820 K.

 

Paliwem do reaktorów SFR miałoby być paliwo uranowo-plutonowe. Reaktor miałby służyć do recyklingu długożyciowych izotopów promieniotwórczych i transuranowców pochodzących z wypalonego paliwa jądrowego, które z użyciem prędkich neutronów przemieniałby w krótkożyciowe izotopy. Proponuje się także użycie paliwa uranowo-azotkowego

3.2.2 Chłodzenie reaktorów SFR

Chłodzenie reaktorów SFR ma stanowić ciekły sód w obiegu pierwotnym i wtórnym, oraz trzeci obieg napędzający turbinę. Jako chłodziwo trzeciego obiegu chłodzenia proponuje się wodę, dwutlenek węgla w stanie superkrytycznym, lub azot. Chłodziwem pierwotnego i wtórnego obiegu miałby być sód pracujący w niskim ciśnieniu – bliskim amtosferycznego. 

3.2.3 Plusy i minusy reaktorów SFR

Podstawową zaletą reaktorów SFR jest możliwość „spalania” wypalonego paliwa jądrowego, oraz ich możliwa miniaturyzacja – pozwoliłoby to użyć ich jako zasilanie niewielkich placówek naukowych, lub fabryk. Ważna też jest praca w niskim ciśnieniu na obiegu pierwotnym jak i wtórnym znacznie zmniejszająca ryzyko wycieków. Jak przy każdym reaktorze prędkim brak tutaj długożyciowych radionuklidów jako odpadu, reaktor działa również zgodnie z koncepcją zamkniętego cyklu paliwowego. Ważna jest też dużą rozszerzalność termiczna paliwa, co skutkuje ujemną reaktywnością termiczną.

Poważnym minusem reaktorów SFR jest możliwe miejscowe wrzenie sodu wywołujące powstanie „wysp” o dodatniej reaktywności (positive void coefficent). W wypadku stanów awaryjnych i podwyższenia temperatury chłodziwa możliwa jest też deformacja i uszkodzenie materiałów konstrukcyjnych rdzenia. Najważniejszą wadą pozostaje jednak gwałtowna reakcja egzotermiczna z wydzieleniem wodoru przy kontakcie sodu z obiegu wtórnego z wodą rozpatrywaną jako chłodziwo trzeciego obiegu chłodzenia. Jak przy większości reaktorów prędkich istnieje podwyższone ryzyko proliferacji paliwa jądrowego – co może być rozwiązane poprzez ewentualne zmiany konstrukcyjne konkretnych reaktorów.

3.3 Reaktor LFR

Reaktor LFR (Lead-cooled Fast Reactor) to reaktory chłodzone ołowiem, lub eurytykiem ołów-bizmut. Koncepcja ta wyewoluowała z koncepcji LMFR (Liquid Metal-cooled Fast Reactor) rozwijanej w latach 50-80 XX w. Podobnie jak inne projekty z tego okresu zostały one zawieszone w związku ze zmniejszeniem się cen ropy i paliw kopalnych używanych w elektrowniach chemicznych.

Reaktory LFR są aktualnie projektowane w trzech typach: atomowych baterii, reaktorów modułowych i dużych reaktorów monolitycznych. Najmniejsze reaktory tz. atomowe baterie miałyby stanowić mały reaktor o mocy 50-150 MWe. Nie miałyby one możliwości wymiany paliwa, jednak byłyby zdolne pracować na jednym wsadzie 15 do 20 lat. Zgodnie z założeniem miałyby one być źródłem energii dla odległych placówek badawczych i fabryk. Nieco większe są reaktory modułowe. Reaktory te posiadałyby możliwość wymiany paliwa i osiągały moc 300 MWe do 400 MWe. Największe są reaktory przeznaczone do dużych elektrowni jądrowych. Są to tak zwane reaktory monolityczne, zgodnie z szacunkami miałyby osiągać moc z rzędu 1200 MWe. 

Aktualne projekty przewidują wyposażenie reaktorów LFR w potrójny obieg chłodzenia, gdzie chłodziwo obiegu pierwotnego (ołów, lub eutektyk bizmutu i ołowiu jako chłodziwo) podobnie jak w SFR nie opuszczałoby basenu reaktora. Obieg wtórny (przegrzana para wodna, lub dwutlenek węgla) odbierałby ciepło z obiegu pierwotnego, obieg ten mógłby także napędzać turbinę. Obieg chłodzący obieg wtórny umożliwiałby dalsze gospodarowanie ciepłem, co pozytywnie wpłynęłoby na efektywność elektrowni pracujących na reaktorach LFR.

3.3.1 Rdzeń i paliwo reaktorów LFR

Aktualnie planuje się dwa typy rdzeni dla reaktorów LFR. Jest to rdzeń klasyczny wyposażony w UO2 jako paliwo (z ewentualnymi domieszkami plutonu i wypalonego paliwa jądrowego), lub nowy typ paliwa rozwijany dla reaktorów IV generacji czyli paliwo uranowo-azotkowe (o wzorze chemicznym UN).

Pomimo tego, iż paliwo uranowo-azotkowe jest przemyślane jako paliwo dla wszystkich reaktorów IV generacji z chłodziwem nie zawierającym tlenu, to w przypadku SFR i LFR najczęściej się z nim można spotkać. Paliwo uranowo-azotkowe zawiera o 40% więcej uranu niż klasyczny UO2, ma o wiele wyższą przewodność cieplną, oraz wolniej się wypala. Paliwo to ma jednak trochę minusów. Aby je zrecyklingować potrzeba bardziej skomplikowanych procesów technologicznych, reaguje z tlenem w wysokich temperaturach, oraz jest droższe od paliwa klasycznego. Oczywiście paliwo uranowo-azotkowe można wzbogacić w pluton, lub domieszki wypalonego paliwa jądrowego, co umożliwi „wypalenie” ich w reaktorze. Paliwo można też wzbogacić w paliworodny tor.

Reaktory LFR mają mieć budowę basenową. Składającą się z zewnętrznego basenu zimnego chłodziwa i wewnętrznego basenu ciepłego chłodziwa. Obydwa baseny połączone będą przez rdzeń reaktora. Cyrkulacja chłodziwa odbywa się poprzez konwekcję. W górnej części zbiorników znajdują się wymienniki ciepła odbierające ciepło od obiegu pierwotnego chłodziwa i przekierowujące ochłodzone chłodziwo do basenu zewnętrznego.

Wedle szacunków temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia powinna wynosić 820 K, a dla niektórych projektów nawet 1020 – 1070 K.

3.3.2 Ołów jako chłodziwo?

Wybór ołowiu, lub eurytyku ołowiu i bizmutu jako chłodziwa może wydawać się niezrozumiały, gdyż ołów i bizmut tłumią promieniowanie. Mimo tego ołów słabo pochłania promieniowanie neutronowe, którego też nie moderuje. Ołów, jak i bizmut mają również znaczną gęstość co przekłada się na dużą skuteczność w odbieraniu ciepła z rdzenia. Dodatkowo wysoka temperatura wrzenia ołowiu uniemożliwia lokalną zmianę fazową i powstanie „wysp aktywności” związanych z dodatnią reaktywnością przestrzeni parowych w reaktorach LRF. Ołów i bizmut charakteryzują się też zmniejszonym przyjmowaniem z paliwa wysokoaktywnych produktów rozpadu. Ołów posiada teżteż stosunkowo niską reaktywnoś. Wszystkie te właściwości umożliwiły by pracę w okolicach ciśnienia atmosferycznego.

3.3.3 Plusy i minusy reaktorów LFR

Najważniejszym plusem reaktorów LFR jest możliwość „spalenia” wypalonego paliwa jądrowego i skrócenia wymaganego czasu jego przechowywania. Ważne jest też wykorzystanie niewymuszonej cyrkulacji chłodziwa opartej na konwekcji. Wysoka temperatura wrzenia ołowiu uniemożliwia też powstanie lokalnych „wysp” aktywności w rdzeniu. Ołów oraz bizmut posiadają także niską reaktywność. Chłodzenie ołowiem i/lub bizmutem ze względu na ich wysoka masę będzie bardzo efektywne. Ciekawe jest też wykorzystanie miniaturowych reaktorów LFR jako „atomowych baterii”, bądź reaktorów z wyższą temperaturą chłodziwa na wyjściu z reaktora do produkcji wodoru.

Wadami reaktorów LFR jest potencjalna reaktywność ołowiu w kontakcie ze stalą konstrukcyjną w wysokich temperaturach. Wysoka gęstość chłodziwa zmniejsza też wytrzymałość elektrowni na trzęsienia ziemi. Najbardziej problematyczne jest jednak stopienie chłodziwa przed włączeniem reaktora – wymagana jest do tego temperatura prawie 600 K. 

Podsumowanie

Reaktory IV generacji to reaktory przyszłości, stanowiące rozwiązanie problemów obecnych elektrowni: problemu emisji gazów cieplarnianych przez elektrownie chemiczne, wysokich kosztów budowy i eksploatacji elektrowni jądrowych, oraz składowania długożyciowych radionuklidów zawartych w wypalonym paliwie jądrowym. Masowe ich użycie zmniejszy też dostępność źródeł materiałów do produkcji broni jądrowej. Wyżej opisane reaktory mają też znacznie wyższą efektywność od reaktorów obecnie używanych, oraz umożliwią lepsze wykorzystanie naturalnych zasobów uranu i toru.

Zdjęcia:

Ryc. 1 Zdjęcie reaktora AVR w Niemczech – praca własna Maurice’go van Bruggen (26 kwie 2020),  https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Hogetemperatuurreactor.JPG

Ryc. 2 Schemat reaktora VHTR projektu amerykańskiego – własność domeny publicznej, autorstwa 

Unitet States Departament of Energy (27 kwie 2020), 

https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Very_High_Temperature_Reactor.svg

Ryc. 3 Kuleczki paliwa TRISO, przekrój przez pręt paliwowy – własność domeny publicznej, autorstwa 

United States Departament of Energy (27 kwie 2020), 

https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Cross-section_of_TRISO_fuel_pellet.jpg

Ryc. 4 Schemat reaktora SCWR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Departament 

of Energy (28 kwie 2020), https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Supercritical-Water- Cooled_Reactor.svg

Ryc. 6 Schemat reaktora MSR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Departament 

of Energy (14 maj 2020), https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Molten_Salt_Reactor.svg  

Ryc. 7 Schemat reaktora GFR – własność domeny publicznej autorstwa United States Department of 

Energy (17 maj 2020), https://en.wikipedia.org/wiki/File:Gas-Cooled_Fast_Reactor_ 

Schemata.svg

Ryc. 8 Konstrukcja paliwa płytowego dla reaktorów GFR – rysunek własny Guglielmo’ego Lomonaco 

(12 maj 2020), https://www.researchgate.net/figure/Honeycomb-structure-of-GFR-fuel-

plates-the-fuel-disks-are-10-mm-diameter-3-11_fig7_268861497

Ryc. 9 Model rdzenia reaktora GFR – rysunek własny Guglielmo’ego Lomonaco 

(12 maj 2020), https://www.researchgate.net/figure/GFR-E-fuel-assembly-geometric-

parameters-3-10_fig6_268861497

Ryc. 10 Schemat reaktora SFR z obiegiem pierwotnym wymuszonym – własność domeny 

publicznej, autorstwa United States Department of Energy (17 maj 2020), 

https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Sodium-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg

Ryc. 11 Blok III Biełojarskiej Elektroni Jądrowej w którym pracuje rosyjski reaktor SFR, czyi BN-600, 

praca własna użytkownika Wiki Commons Nucl0id (17 maj 2020), 

https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Reactor_block_3_of_Beloyarsk_Nuclear_Power_Plant.jpg

Ryc. 12 Schemat reaktora LFR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Department of 

Energy (18 maj 2020), https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Lead-

Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg

Cytowane źródła:

Artykuł „Generation IV Nuclear Reactors” ze strony World-Nuclear (27 kwie 2020), 

https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx

Artykuł „TRISO - cząstki paliwa dla reaktorów HTGR” ze strony edukacyjnej NCBJ (28 kwie 2020), 

http://ncbj.edu.pl/typy-reaktorow/triso-czastki-paliwa-dla-reaktorow-htgr

Artykuł „Zalety i bezpieczeństwo reaktorów HTGR” ze strony edukacyjnej NCBJ (28 kwie 2020),

http://ncbj.edu.pl/htgr-r-gazowy-wysokotemperaturowy/zalety-i-bezpieczenstwo- reaktorow-htgr

Artykuł „Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)” ze strony Gen-IV International Forum (28 kwie 

2020), https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/supercritical-water-cooled-reactor-scwr

Artykuł „REAKTOR CHŁODZONY STOPIONYMI SOLAMI MSR” ze strony Nuclear.pl (10.05.2020), 

http://nuclear.pl/energetyka,msr,0,0,0.html

Artykuł „Is Thorium the Biggest Energy Breakthrough Since Fire? Possibly.” ze strony Forbes (14 maj 

2020), https://www.forbes.com/sites/williampentland/2011/09/11/is-thorium-the-biggest-e nergy-breakthrough-since-fire-possibly/#45a53a00146c

Materiał informacyjny „Reaktory Jądrowe IV Generacji, Program Jądrowy w Stanach Zjednoczonych” 

Autorstwa Departamentu Energii Jądrowej Ministerstwa Energii (14 maj 2020), file:///C:/Users/User/Downloads/DEJ_Reaktory_IV_generacji_USA.pdf

Artykuł „Uranium Is So Last Century — Enter Thorium, the New Green Nuke” ze strony WIRED (14 maj 

2020), https://www.wired.com/2009/12/ff-new-nukes/

Praca „The thorium molten salt reactor : Moving on from the MSBR”, autorstwa L. Mathieu, D. Heuer, 

R. Brissot, C. Garzenne, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, E. 

Merle-Lucotte, et al., ze strony HAL archives-ouvertes.fr, 

http://hal.in2p3.fr/file/index/docid/30952/filename/TMSR.pdf

Praca „The Development Status of MOLTEN-SALT BREEDER REACTORS”, autorstwa M.W. Rosenthal, 

P.N. Haubenreich, R.B. Briggs, ze strony Energy From Thorium (14 maj 2020), 

https://energyfromthorium.com/pdf/ORNL-4812.pdf

Praca „The Aircraft Reactor Experiment-Physics”, autorstwa W.K Ergen’a, A.D. Callihan’a, C.B. Mills’a i 

D. Sctott’a, ze strony Molten Salts (14 maj 2020), http://moltensalt.org/references/static/

downloads/pdf/NSE_ARE_Physics.pdf 

Praca „Molten salt reactors: A new beginning for an old idea”, autorstwa David’a LeBlanc, ze strony 

Ecolo.org (17 maj 2020), http://ecolo.org/documents/documents_in_english/MSR-Molten-salt-reactor.pdf

Artykuł „Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook”, ze strony Hindavi (17 

maj 2020), https://www.hindawi.com/journals/stni/2009/965757/

Praca „Operating experience from the BN600 sodium fast reactor”, autorstwa O. A. Popatov, ze strony INIS IAEA (17 maj 2020), https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore 

/_Public/45/089/45089656.pdf

Artykuł „Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)”, ze strony Gen-IV International Forum (17 maj 2020), 

https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42152/sodium-cooled-fast-reactor-sfr

Artykuł „Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)”, ze strony Gen-IV International Forum (18 maj 2020), 

https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42149/lead-cooled-fast-reactor-lfr

Praca „Handbook of Generation IV Nuclear Reactors”, pod redakcją Igora Pioro, ze strony Google 

Books (18 maj 2020), https://books.google.pl/books?id=8JLBCQAAQBAJ&pg=PA123&lpg= PA123&dq=secondary+coolant+in+LFR&source=bl&ots=ZWzxenDidO&sig=ACfU3U32BzIFeQ5R2S63b3qKZrXIWajXkA&hl=pl&sa=X&ved=2ahUKEwjX0YKR_rvpAhWMsBQKHUf6D-MQ6AEwAXoECAoQAQ#v=onepage&q=secondary%20coolant%20in%20LFR&f=false

Praca „Nitride fuel for Gen IV nuclear power systems”, autorstwa Christian’a Ekberg,corresponding, 

Diogo Ribeiro Costa, Marcus’a Hedberg, i Mikael’a Jolkkonen, ze strony NCBJ NLM NIH             (18 maj 2020), https://www.ncbi.nlm.nih.gov/pmc/articles/PMC6267113/

Radiometr miernik skażeń powierzchni KRB-01

Źródło - forum RHBZ - http://forum.rhbz.org/topic.php?forum=2&topic=268&p=1

Ten przenośny radiometr służy do pomiaru skażeń powierzchni emiterami promieniowania beta. Wyskalowano go w rozpadach na minutę z centymetra kwadratowego. Całkowity zakres od 10 do 10 mln rozp/min*cm2 podzielono na 6 podzakresów: 10-100, 100-1.000, 1.000-10.000, 10.000-100.000, 100.000-1000.000, 1000.000-10.000.0000.

Detektorem promieniowania jest licznik Geigera z okienkiem mikowym SI-8B (typu pancake). Licznik umieszczono w masywnym bakelitowym korpusie sondy, oznaczonej BDZB-01, i osłonięto zdejmowaną stalową klapką odcinającą promieniowanie beta przy pomiarze tła gamma. Klapkę należy założyć przed właściwym pomiarem, uruchomić przyrząd i pokrętłem "ustawianie zera" ustawić wskazówkę na zero, by miernik mierzył tylko emisję beta. Takie prymitywne odejmowanie tła gamma.

Czas ustalania się wskazań na dwóch pierwszych zakresach wynosi aż 200 s, na pozostałych "zaledwie" 100 s. Skalę i szyldy przełącznika zakresów pokryto farbą okresowego świecenia. Brak sygnalizacji dźwiękowej impulsów, co jest wadą przyrządu i zmusza do wpatrywania się w skalę. Pomiar resetowany jest przyciskiem sbros. Zasilanie odbywa się z 3 akumulatorów NKGC-1D połączonych szeregowo. Pobór prądu przy pomiarze promieniowania beta 55 mA, bez promieniowania beta - 45 mA, czyli dość sporo.

Pakiet akumulatorów wyjęty z komory:

Do miernika dołączane jest etui z grubej gumy, wyposażone w pas do zawieszenia miernika na ramieniu. Skutecznie chroni ono bakelitowy korpus przyrządu:

Pusty futerał i parciana taśma naramienna:

Miernik jest chwalony przez rosyjskich użytkowników zarówno przez wzgląd na wysoką czułość, jak również wysoki zakres pomiarowy, sprawdzony na różnych "gorących" artefaktach w Strefie wokół Czarnobyla. Poniżej przykładowe pomiary tym miernikiem porównane z wynikami Polarona", podanymi w zarówno w rozpadach na minutę z cm/2, jak i w µR/h (czyli dzielimy przez 100 by uzyskać µSv/h). A  mierzone obiekty to:

1. waza ze szkła kryształowego
2. chlorek potasu chemicznie czysty
3. dwie elektrody średnicy 2 mm i długości 29 mm z lampy rtęciowej DRSz-250
4. minerał z kompletu sprzedawanego w kioskach
5. źródło kontrolne od rentgenometru DP-2 - tu Polaron pokazuje "poza skalą" (zaszkal).

Według jednego użytkownika tło gamma powinno wynosić ok. 10 rozp/min*cm2, tło gamma i beta powinno być oczywiście wyższe, moim zdaniem nawet dwukrotnie. Inny użytkownik zmierzył 45 rozp./min*cm2 tła gamma, choć ta wartość wygląda na zawyżoną, skoro bieg własny tuby nie przekracza 2 cps (60 cpm), a waza z kryształowego szkła daje 38-44 rozp./min*cm2.

Źródło

Specyfikacja licznik G-M:

Źródło

Całe dodatkowe wyposażenie miernika wygląda tak:

Widoczne pojedyncze akumulatory do połączenia w zestaw (zapas na 2 komplety):

Wyszczególnienie wyposażenia naklejone wewnątrz skrzyni transportowej:

I miernik w skrzyni:

Źródło - https://krsk.au.ru/4287270/

Podsumowując, jest to bardzo przydatny przyrząd, szczególnie, gdy przez dłuższy czas poszukujemy źródeł w terenie i możemy natknąć się na "gorące plamy". Do wad zaliczyć można duże zużycie akumulatorów, brak sygnalizacji dźwiękowej zmuszający do ciągłego obserwowania skali oraz znaczną masę miernika wraz z sondą. Przyrząd jest dość rzadki, czasem pojawia się na rosyjskich i ukraińskich portalach aukcyjnych. Ostatnio nawet trafił się na Allegro, jednak w dość zaporowej cenie 800 zł.

Dozymetr Rodnik 3 firmy IdealRatio

Ten wyprodukowany w Rosji przyrząd jest jednym z najmniejszych pełnoprawnych dozymetrów dostępnych obecnie na rynku. Piszę "pełnoprawnych", gdyż znacznie mniejsze od niego są stare indykatory wielkości breloczka, sygnalizujące natężenie promieniowania za pomocą dźwięku i błysków diody LED, np. BIRI czy Swierczok. Nie są to jednak pełnowartościowe mierniki, które podają wynik na wyświetlaczu LCD. 

Jak Rodnik 3 wygląda na tle konkurencji? Przyrząd jest nieco krótszy i wyższy niż omawiany niedawno Soeks 112, zaś cieńszy i krótszy niż nieprodukowany już PM-1203. Inny miniaturowy dozymetr, japoński Air Counter, jest znacznie dłuższy i nieco cieńszy.

Na tych przyrządach konkurencja się kończy, choć można jeszcze wspomnieć o Soeksie 01M, który jednak ma zupełnie inaczej rozplanowaną obudowę, cieńszą, ale o wiele szerszą.

***

Przejdźmy zatem do recenzji. Przyrząd jest produkowany przez rosyjską firmę IdealRatio, której dewizą jest: "bezpieczna przyszłość już dziś". Obudowa ma kształt prostopadłościanu o wymiarach 110 x 30 x 18 mm, przyrząd wraz z bateriami waży 67,5 g, bez baterii 45 g.

Rodnik 3 mierzy łączną moc dawki beta i gamma w µSv/h przy pomocy pojedynczego licznika G-M typu SBM-20, znanego z wielu rosyjskich i radzieckich dozymetrów (Priypat, Sosna, RKSB-104, Biełła, Soeks). Detektor ten wykrywa promieniowanie gamma o energii powyżej 30 keV i beta powyżej 500 keV, co przekłada się na wysoką czułość nawet dla miękkiego promieniowania.

Zakres mocy dawki mierzonej przez dozymetr jest dość duży: od 0,01 do 999,9 µSv/h. Ponadto przyrząd mierzy jeszcze do 1999 µSv/h, choć wynik będzie wówczas zaniżony. Wynika to z nieliniowej charakterystyki licznika GM typu SBM-20. Przekroczenie zakresu pomiarowego powoduje wyświetlenie symbolu "-OL-" (overload). W normalnych warunkach trudno taki wynik osiągnąć, nawet wyjątkowo aktywnymi zegarami lotniczymi czy minerałami.

Wynik podawany jest na wyświetlaczu LCD, zamiennie z wyświetlaniem bieżącego czasu. Zmiany funkcji, jak również innych ustawień, dokonujemy jednym przyciskiem, który jest też włącznikiem urządzenia i jego jedynym elementem sterującym. Co ciekawe, domyślną funkcją "Rodnika 3" jest zegar, wyświetlający godziny i minuty w formacie 24 h, zaś by przejść do wskazywania mocy dawki, musimy krótko wcisnąć wspomniany przycisk.

Wówczas przez 3 sekundy miernik wyświetli procent naładowania baterii, poprzedzony literą B (test baterii można pominąć, wciskając przycisk jeszcze raz, oszczędzimy 2 sekundy):

Następnie zacznie wskazywać wartość bieżącej mocy dawki. Powtórne wciśnięcie przycisku z powrotem włączy zegar. Warto zaznaczyć, że pomiar mocy dawki cały czas trwa w tle, nawet jeśli dozymetr jest w trybie wyświetlania czasu. Nie musimy więc specjalnie włączać trybu dozymetru, by mieć pewność, że miernik stale mierzy aktualny poziom promieniowania. Można się o tym przekonać w prosty sposób - w trybie zegara zbliżyć dozymetr do źródła, poczekać kilkanaście sekund i wejść w tryb dozymetru - wynik pokaże wartość charakterystyczną dla danego źródła, choć przyrząd podczas pomiaru wskazywał czas. Dozymetr ma funkcję automatycznego powrotu do trybu zegara po określonym czasie, który można zmienić w ustawieniach. Jeśli planujemy długie pomiary, sugeruję zupełnie wyłączyć tę opcję.

Oprócz pomiaru bieżącego poziomu promieniowania Rodnik 3 ma też funkcję sygnalizacji progowej, uruchamiającej alarm po przekroczeniu uprzednio ustawionej wartości mocy dawki. Sygnalizacja może odbywać się za pomocą dźwięku alarmu, który można wyłączyć, a także w postaci symbolu trójkąta na górnym brzegu wyświetlacza LCD. Jeśli jesteśmy w trybie zegara, przekroczenie progu oznaczone będzie oprócz trójkąta również jednostajnym miganiem diody LED, jednak przyrząd nie przejdzie automatycznie w tryb dozymetru, jak robił to np. PM-1203.

Rodnik 3 ma też sygnalizację impulsów, generowanych w liczniku przez promieniowanie, za pomocą błysków diody LED i sygnałów dźwiękowych. Obie te funkcje można wyłączyć w menu, jest też możliwość ustawienia długości pojedynczego sygnału impulsu, czyli jego brzmienia. Co ciekawe, dźwięk impulsów jest wyłączany przez sygnalizację przekroczenia progu, nawet przy wyłączonym dźwięku alarmu. Przy włączonym to jeszcze bym zrozumiał, wszak głośnik jest jeden, ale przy wyłączonym nie ma to sensu, a może być nawet mylące. Szczególnie, jeśli próg jest ustawiony na 0,5 µSv/h (wartość domyślna), a sygnalizacja dźwiękowa wyłączona - wówczas powyżej tej wartości dźwięk impulsów nagle ucichnie.

Dozymetr niestety nie ma funkcji zliczania łącznej dawki przyjętej przez przyrząd, co uniemożliwia zastosowanie go jako dawkomierza indywidualnego. Jest to poważna wada, szczególnie że Rodnik 3 z racji niewielkich wymiarów i małego poboru prądu byłby idealny jako stale włączony dawkomierz, który zawsze można mieć przy sobie. Trudno zrozumieć pominięcie tej funkcji, zwłaszcza że posiada ją większość obecnie produkowanych dozymetrów, tak rosyjskich, jak i chińskich.

Zastosowany licznik G-M typu SBM-20 ma dużą czułość i teoretycznie pozwala na mierzenie nawet słabych źródeł, w rodzaju granitu, szkła kryształowego, związków potasu, popiołu itp. Niestety osłonięty jest dość gęstą kratką w plastikowej ściance obudowy - szczeliny mają wymiar 1 x 11 mm i rozstawione są co 2,8 mm na całej długości licznika.

Na domiar złego plastik ma grubość ok. 3 mm, zatem słabe promieniowanie przedostaje się do licznika jedynie przez wspomniane wąskie szczeliny. Powoduje to, że przy pomiarze emisji ze szkła uranowego, najbardziej "miękkiej" z powszechnie dostępnych źródeł,  wynik jest zaniżony ok. 2-3 razy w stosunku do pomiarów z Sosny i Polarona (podane czerwoną czcionką):

Można zatem przyjąć, że dozymetrem tym zmierzymy moc dawki od wyrobów emitujących co najmniej 0,5 µSv/h. Czas ustalania się wyniku pomiaru, jak również stabilność wskazań, zależą od stałej czasu, którą możemy zmienić w ustawieniach. Domyślna wartość to 60 sekund i jest ona stanowczo za długa - przyrost wyniku jest bardzo wolny, rzędu 0,2 jednostki na sekundę przy silniejszych źródłach i 0,02 na sekundę przy słabszych. W tym samym tempie wynik będzie opadał po odsunięciu źródła - zobaczcie na filmie:

Dlatego też stałą czasu sugeruję zmniejszyć do 20, jeśli zależy nam na szybkości pomiaru kosztem mniejszej dokładności. Gdy chcemy znacznie dokładniejszego pomiaru np. tła naturalnego w jakimś miejscu, możemy wydłużyć ją nawet i do 240 s. Wartość zmieniamy skokowo w menu ustawień, o którym jeszcze wspomnę. Na poniższym filmie widać, że wynik rośnie znacznie szybciej, jeśli skrócimy stałą czasu:

Dozymetr mierzy łączną emisję gamma i beta, osłabioną nieco przez gruby plastik obudowy i niewielkie szczeliny nad detektorem. Istnieje jednak możliwość pomiaru samej emisji gamma - wystarczy w tym celu użyć klapki-filtra od dozymetru Polaron Pripyat'. W tylnej ściance obudowy znajdują się wbudowane magnesy, mające w założeniu umożliwić umocowanie dozymetru np. na lodówce, ale od biedy utrzymają też wspomniany filtr. Wówczas, jeśli mierzymy źródło punktowe, klapka skutecznie odetnie emisję beta, niestety przy przestrzennych źródłach (zegary lotnicze) część promieniowania przedostanie się bokami obudowy. Zamiast klapki od Polarona można użyć blachy ze stali grubości 1,4-1,8 mm.

Same magnesy nie są zbyt mocne i dozymetr umieszczony na lodówce nieco się obsuwa.  Nie radzę montować go na drzwiach lodówki, gdyż podczas ich zamykania może zwyczajnie odpaść pod wpływem siły bezwładności. Można za to przyczepić go do różnych stabilnych powierzchni metalowych, jak np. tablica magnetyczna czy ścianka naszego sejfu ze "świecidełkami".

Obudowa wykonana jest z mocnego plastiku i nie ma niepotrzebnych szczelin, poza okienkiem pomiarowym i otworem głośniczka. Na prawym krótszym boku umieszczono ucho do smyczy, co pozwala nosić dozymetr na szyi lub przy pasku i uwalnia ręce. Przyrząd ma kształt prostopadłościanu, więc możemy podstawić go na każdej ściance i nie turla się jak Soeks 112.

Aby wymienić baterie (2 paluszki AAA), musimy otworzyć obudowę, odkręcając 4 wkręty z łbem krzyżakowym. Może się to wydawać skrajnie niewygodne, jednak pobór prądu jest tak mały (0,01 mA), że baterie starczą na bardzo długo:

• 15000 h (625 dni) w trybie pomiaru
• 80000 h (9 lat) w trybie wyświetlania czasu
• 90000 h (10 lat) gdy jest wyłączony (prąd jest zużywany tylko na podtrzymanie pamięci zegara, co pokazuje, że pobór pracującego zegara jest niewiele większy niż wyłączonego).

https://zen.yandex.ru/media/ammo1/dozimetr-rodnik-3-rabotaiuscii-vsegda-5d1c3cf77b832900ad7f520f

https://dozimetr.com.ua/en_US/indikatory-radioaktivnosti/dozimetr-rodnik-3/

***

Zerknijmy jeszcze na menu ustawień przyrządu. Aby do niego wejść, musimy długo przytrzymać przycisk na obudowie - po 4 sekundach miernik wyłączy się, ale mimo to trzymamy dalej, wówczas od razu wchodzi do menu ustawienia czasu. Najpierw zacznie migać cyfra godzin, jeśli nie chcemy jej zmieniać - musimy długo wcisnąć przycisk, wtedy miga cyfra minut, znowu trzymamy długo przycisk i już jesteśmy we właściwym menu. Mamy tu następujące pozycje, które naprzemiennie wyświetlają swoją skróconą nazwę i bieżącą wartość:

• ADJ - korekta wskazań zegara, krótkie wciśnięcia powodują opóźnienie 1 sekundy na 3 doby, następne zmniejszają o 1 aż do 30 i dopiero wtedy możemy przyspieszać wskazania, znowu co 1 sekundę 
• AVE - stała czasu (czas uśredniania), zmieniana skokowo co 20 s w zakresie 20-300 s, domyślnie 60 s
• LEV - próg sygnalizacji, zmieniany skokowo co 0,05 µSv/h w przedziale 0,25 - 1 µSv/h i potem co 0,5 µSv/h w zakresie 1-10 µSv/h, domyślnie 0,5 µSv/h
• PUS - długość dźwięku wciśnięcia przycisku w zakresie 1-100 ms lub wyłączony (--), wartość domyślna 50 ms
• QUA - długość dźwięku impulsów w zakresie 1-100 ms lu wyłączony (--), domyślnie 100
• SHU - czas, po którym następuje automatyczne wyłączenie, do wyboru wartości 5-60 min. zmieniane skokowo co 5 min., domyślnie 5 min.
• ALA - włączenie dźwięku alarmu progowego
• LED -  włączenie sygnalizacji impulsów diodą LED
• FAC - reset do ustawień fabrycznych
• ostatnia pozycja w menu wyświetla napis "SAVE" i informuje o zapisaniu danych.

Menu nie jest zbyt ergonomiczne z powodu obsługi tylko jednym przyciskiem - jeśli pomylimy się przy wyborze parametru, musimy przejść przez wszystkie następne jego wartości i dopiero możemy zacząć od nowa. Dlatego pamiętajmy, że aby przejść do następnej pozycji w menu, musimy przycisk wciskać długo, gdyż krótkie naciśnięcie zmienia ustawienie danej pozycji. Można było to rozwiązać wygodniej, za pomocą dwóch kursorów. Konieczność długiego (4 s) trzymania przycisku przy każdej wartości znacznie wydłuża czas poruszania się po menu, zatem lepiej raz skonfigurować dozymetr stosownie do potrzeb i potem nie zmieniać ustawień.

***

W komplecie jest dość szczegółowa instrukcja obsługi po rosyjsku, w postaci książeczki formatu A6. Miła odmiana po niechlujnie napisanych skrótowych świstkach od chińskich dozymetrów.

Pod koniec znajdują się podstawowe informacje dotyczące promieniowania alfa, beta, gamma i neutronowego, oraz przykładowe wartości dawek i mocy dawek wraz z ich działaniem:

• 0,15 µSv/h - tło naturalne (warto wspomnieć, że w niektórych rejonach wyższe, np. w górach)
• 1,5 µSv/h - tło podczas przelotu samolotem (nieco zaniżone, pomiary dozymetrami wykorzystującymi ten sam detektor wskazują 3-5 µSv/h - LINK). Poniżej faktyczny pomiar za pomocą Rodnika 3 na pokładzie samolotu:

https://zen.yandex.ru/media/ammo1/dozimetr-rodnik-3-rabotaiuscii-vsegda-5d1c3cf77b832900ad7f520f

• 2,28 µSv/h - średnia dopuszczalna wartość tła dla pracowników elektrowni jądrowych
• 17,12 µSv/h - moc dawki wyraźnie zwiększająca prawdopodobieństwo powstania raka - niestety nie uściślono, czy musiałaby być podana na całe ciało, czy na konkretny organ, a także - przez jaki czas. Narażenie kilkuminutowe na taką moc dawki z pewnością raka nie wywoła.
• 0,002 Sv (2 mSv) - dawka, którą otrzymuje człowiek w ciągu roku (chyba tylko od źródeł naturalnych, łączna dawka w Polsce to 3,2-3,6 mSv)
• 0,05 Sv (50 mSv) - maksymalna roczna dawka dla pracowników elektrowni jądrowych (w Polsce - 20 mSv)
• 1 Sv - dawka wywołująca chorobę popromienną [LINK]
• 5 Sv - dawka, po otrzymaniu której 50 % napromieniowanych umrze w ciągu 60 dni (jak już, to 30 dni - jest to dawka LD50/30, pisałem o tym w notce o dawce śmiertelnej - LINK)
• 100 Sv - śmierć nastąpi w ciągu kilku godzin.

Plus za podanie poziomów odniesienia dla wartości, które mogą być wskazywane przez dozymetr, dzięki czemu mniejsze jest ryzyko paniki w razie zauważenia niewielkiego wzrostu wskazań oraz większa świadomość zjawisk związanych z radiacją. Można byłoby jeszcze rozszerzyć ten wykaz, np. o wartości tła w różnych regionach świata czy moc dawki od kilku przykładowych wyrobów zawierających substancje radioaktywne (zegarki, siateczki żarowe, granit).
W specyfikacji technicznej dozymetru znalazłem błąd w zakresie energetycznym mierzonego promieniowania gamma - podane jest 0,3-1,5 MeV, a powinno być, zgodnie z charakterystyką użytego licznika G-M 0,03 MeV (30 keV).
Co ciekawe, instrukcja poleca ten dozymetr policji, straży pożarnej, straży granicznej i w ogóle wszystkim służbom, brakuje chyba tylko Kościelnej Służby Porządkowej. Takie podejście wręcz śmieszy, gdyż sugeruje, że służby te nie mają profesjonalnych mierników na wyposażeniu i muszą używać kieszonkowego dozymetru klasy popularnej. Ale cóż, każdy kupiec swój towar chwali.

***

Końcowa ocena przyrządu Rodnik 3 nie jest jednoznaczna, zatem najpierw zerknijmy na zestawienie cech dodatnich i ujemnych:

Zalety:

• duża czułość
• małe wymiary i masa
• niewielkie zużycie baterii
• alarm progowy
• zegar
• pomiar w tle
• solidna i stabilna obudowa
• mocowanie na magnes

Wady:

• brak trybu dawkomierza (najpoważniejsza) 
• brak uszczelnień okienka pomiarowego (jak i w większości tego typu mierników)
• nieergonomiczne menu ustawień
• brak resetu pomiaru (częściowo można zniwelować zmniejszając stałą czasu)

W mojej ocenie jest to przyrząd, który nadaje się do szybkiej identyfikacji ceramiki z polewą uranową oraz szkła uranowego, minerałów uranu i toru oraz radowych farb świecących - czyli wszystkich popularnych źródeł promieniowania. Jednak przy mniej aktywnym szkle czas reakcji będzie dłuższy, a wynik mniej pewny.

Rodnik 3 nie sprawdzi się zaś jako dawkomierz zliczający skumulowaną dawkę, choć funkcja alarmu progowego będzie przydatna podczas wycieczki do Strefy czy Kowar. Małe wymiary umożliwiają noszenie przyrządu zawsze ze sobą jako EDC (Every Day Carry), a jak wiemy, często najlepszy dozymetr to ten, który mamy akurat przy sobie.

Ponieważ w recenzji odnosiłem się do Soeksa 112, zapytacie pewnie o jego porównanie z Rodnikiem 3. Przewagą Rodnika 3 jest mocniejsza obudowa, brak szczelin (poza okienkiem pomiarowym), większy wyświetlacz, ucho do smyczy. Czułość jest nieco wyższa z racji większych otworów odsłaniających licznik G-M oraz stabilnej, prostopadłościennej obudowy, zapewniającej lepszą geometrię układu pomiarowego. Dozymetr pewniej leży w dłoni, trudniej go upuścić. Brak za to funkcji dawkomierza, a menu ustawień jest wyjątkowo nieergonomiczne. Ceny obu są porównywalne, przy czym Soeks 112 jest w bieżącej sprzedaży w Polsce, zaś Rodnika 3 trzeba sprowadzać przez eBay z Rosji. Ostateczna ocena zależy jednak od Waszych potrzeb i preferencji.