Der TRIGA Mark-II Reaktor

Der TRIGA Mark-II Reaktor wurde in den Jahren 1959 bis 1962 von der Firma General Atomic, San Diego/CA, U.S.A., errichtet und am 7.März 1962 erstmals kritisch. Seither ist der Reaktor ohne längere Stillstandszeiten durchschnittlich 220 Tage pro Jahr in Betrieb.

Beim TRIGA-Reaktor handelt es sich um einen reinen Forschungs-reaktor des Swimmingpool-Typs, der für die Ausbildung, Forschung und Isotopen-produktion eingesetzt wird (Training, Research, Isotope Production, General Atomic = TRIGA). Weltweit sind mehr als 50 TRIGA-Reaktoren in Betrieb, davon allein in Europa 10.

Der TRIGA-Reaktor Wien hat eine maximale Dauerleistung von 250 kWth. Die erzeugte Wärme wird über einen Primärkühlkreislauf (deionisiertes, destilliertes Wasser, Temperatur von 20 °C bis 40 °C) und einen Sekundär-kühlkreis (Brunnenwasser, Temperatur von 12 °C bis 18 °C), die durch einen Wärmeaustauscher voneinander getrennt sind, an den Donaukanal abgegeben.

Der Reaktorkern besteht aus etwa 80 Brennelementen (Durchmesser 3,75 cm, Länge 72,24 cm), die in einer regelmäßigen Gitterplatte angeordnet sind. Zwei Brennelemente enthalten je 3 Thermoelemente, die die Temperatur des Brennstoffs überwachen. Bei Maximalleistung (250 kW) beträgt die Brennstoff-Zentraltemperatur etwa 200 °C. Aufgrund der geringen Reaktorleistung ist der Abbrand der Brennelemente sehr gering, sodaß noch mehr als 50 der im Jahr 1962 eingesetzten Brennelemente im Reaktorkern verwendet werden. Sollten die Brennelemente einmal nicht mehr verwendbar sein, so werden sie an die U.S.A. zurückgestellt.

Innerhalb der Brennelementhülle (Aluminium oder Stahl) befindet sich der Brennstoff in Form einer homogenen Mischung aus 8 gew% Uran, 1 gew% Wasserstoff und 91 gew% Zirkon, wobei das Zirkon-Hydrid den Moderator darstellt. Dieser hat die besondere Eigenschaft, bei hoher Temperatur schlechter zu moderieren. Daher kann am TRIGA-Reaktor Wien auch Impulsbetrieb durchgeführt werden (rasche Leistungserhöhung auf 250 MW für etwa 40 Millisekunden). Mit der Leistung steigt auch die maximale Neutronenflußdichte von 1x10¹³ cm^-2s^-1 (bei 250 kW) auf 1x10¹⁶ cm^-2s^-1 (bei 250 MW). Durch diesen sogenannten negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität kehrt die Leistung nach der Exkursion wieder auf ungefähr 250 kW zurück. Es dürfen maximal zwölf Reaktorimpulse pro Stunde geschossen werden, weil dabei die Brennelementtemperatur auf etwa 360 °C ansteigt und dies eine starke Temperaturbelastung des Brennstoffs darstellt.

Die Regelung des Reaktors erfolgt mit drei Absorberstäben, die als Absorber Borkarbid enthalten. Tauchen diese Stäbe ganz in den Reaktorkern ein, so werden die Neutronen, die aus einer Startquelle (Sb-Be-Photoneutronenquelle) ständig emittiert werden, in den Stäben absorbiert und der Reaktor bleibt unterkritisch. Fährt man die Absorberstäbe aus dem Kern aus (zwei Stäbe mittels Elektromotor, ein Stab pneumatisch), dann nimmt die Zahl der Spaltungen im Reaktorkern und damit die Leistung zu. Dieser Anfahrvorgang vom abgeschalteten Reaktor auf 250 kW dauert etwa 1 Minute. Die Abschaltung des Reaktors kann von Hand aus oder automatisch durch das Reaktorschutzsystem erfolgen. Das Einfallen der Stäbe dauert etwa 1/10 Sekunde.

Die Überwachung der Reaktorleistung erfolgt durch vier Meßkanäle, deren Anzeigen sowohl am Farb-Graphitmonitor links, als auch auf Leuchtbalkenanzeigen rechts am Pult zusammengefaßt sind.

1. Der automatisch umschaltbare Weit-Bereichskanal (wide range channel), NM-1000, mißt die Reaktorleistung vom Quellniveau (etwa 5 mW) bis zur Nennleistung von 250 kW. Als Meßfühler dient eine spezielle Spalt-kammer, und das Signal wird über einen Mikroprozessor verarbeitet.
2. Zwei voneinander unabhängige lineare Kanäle, NMP-Ch und NMP-Ph, überwachen die Reaktorleistung vom Quellniveau bis zur Nennleistung. Die Signale werden über einen Meßbereichsschalter geleitet, mit dem der jeweils gewünschte Leistungsbereich eingestellt wird. Überschreitet einer der beiden Kanäle die Leistung des eingestellten Meßbereichs um 5%, so kommt es zu einer automatischen Reaktorabschaltung. Als Meßfühler dienen jeweils eine  kompensierte Ionisationskammer.
3. Für die Überwachung eines Reaktorimpulses dient eine unkompensierte Ionisationskammer, die nur bei Impulsbetrieb dazugeschaltet wird. Damit erfolgt die Aufzeichnung des Leistungsverlaufs während des Reaktor-impulses. Weitere Impulsdaten, wie integrierte Leistung, werden über einen Rechner ermittelt. Auf einem Schreiber wird auch der Verlauf der Brennstofftemperatur während des Reaktorimpulses aufgezeichnet.

 

Dem Sinn eines Forschungsreaktors entsprechend besitzt der TRIGA Mark-II eine Anzahl von Bestrahlungseinrichtungen:

•  5 Reflektor-Bestrahlungsrohre
•  5 Reflektor-Bestrahlungrohre
•  1 zentrales Bestrahlungsrohr
•  1 langsames Rohrpostsystem (Transportzeit 3 Sekunden)
•  1 schnelles Rohrpostsystem (Transportzeit 20 Millisekunden)
•  4 Neutronenstrahlrohre
•  1 thermische Säule
•  1 Neutronen-Radiographieanlage

In den Reflektor-Bestrahlungsrohren können 10 Proben gleichzeitig bestrahlt werden.

Im zentralen Bestrahlungsrohr können Proben bis zu einem Durchmesser von 38,4 mm bei der maximalen Neutronenflußdichte von 1013 cm^-2s^-1 den Neutronen ausgesetzt werden. Das Rohrpostsystem erlaubt es, von einem Chemielabor aus die zu aktivierenden Stoffe in den Reaktor zu schießen und nach der notwendigen Bestrahlungsdauer wieder in das Labor zurückzuholen, ohne daß der Experimentator seinen Arbeitsplatz verlassen muß.

Die vier Neutronenstrahlrohre dienen zum Herausleiten von Neutronen unterschiedlicher Energien in abgeschirmte Bereiche der Reaktorhalle, um neutronen- und festkörperphysikalische Experimente durchzuführen.

Zum Unterschied zu den Strahlrohren ist bei der thermischen Säule der Raum zwischen dem Reaktorkern und der Innenseite eines Betontores mit Graphit ausgefüllt. Dieser Graphit bewirkt die Abbremsung der Neutronen, sodaß an der Oberfläche der thermischen Säule ein thermisches Neutronen-spektrum vorliegt. Diese Graphitstruktur ist nur bei abgeschaltetem Reaktor nach Öffnen des Betontores zugänglich.

In der Neutronenradiographie-Anlage können Werkstücke mittels Neutronen durchstrahlt werden und damit insbesondere Wasserstoff sowie Neutronen-absorber dargestellt werden.