Naukowcy pracujący nad projektem HTGR-POLA odnotowali ważny sukces na arenie międzynarodowej. Wyniki szczegółowych analiz bezpieczeństwa nowoczesnego reaktora jądrowego zostały opublikowane w renomowanym czasopiśmie naukowym „Nuclear Technology”, wydawanym przez Amerykańskie Towarzystwo Nuklearne.

HTGR-POLA to wysokotemperaturowy reaktor jądrowy chłodzony helem, zaprojektowany jako demonstrator technologii dla polskiego przemysłu. Jego głównym zadaniem jest dostarczanie bardzo wysokotemperaturowego ciepła, które może być wykorzystywane m.in. w przemyśle chemicznym, petrochemicznym oraz przy produkcji wodoru. Dzięki temu reaktor może realnie pomóc w ograniczaniu emisji CO₂ i wspierać dekarbonizację przemysłu.

W opublikowanym artykule po raz pierwszy pokazano, jak reaktor HTGR-POLA zachowuje się w najbardziej wymagających sytuacjach awaryjnych. Zastosowane symulacje komputerowe potwierdziły, że nawet w skrajnych scenariuszach temperatura paliwa pozostaje znacznie poniżej bezpiecznego poziomu. Oznacza to, że reaktor wykorzystuje tzw. bezpieczeństwo inherentne — oparte na prawach fizyki, a nie na skomplikowanych systemach technicznych.

Autorzy badań podkreślają, że zoptymalizowana konstrukcja rdzenia reaktora dodatkowo zwiększa jego odporność na awarie. Uzyskane wyniki będą podstawą do dalszych analiz oraz przygotowania dokumentacji wymaganej do uzyskania pozwolenia na budowę obiektu jądrowego.

Projekt HTGR-POLA jest realizowany przez Narodowe Centrum Badań Jądrowych we współpracy z Japońską Agencją Energii Atomowej oraz partnerami przemysłowymi z Polski i Japonii. Może on stać się jednym z kluczowych elementów transformacji energetycznej i przemysłowej w Polsce, a także szansą na rozwój krajowych kompetencji w obszarze nowoczesnych reaktorów IV generacji.

Pełne opracowanie jest dostępne w publikacji: Skrzypek, M., Skrzypek, E., & Muszyński, D. (2026). Thermal-Hydraulic and Neutronic Deterministic Safety Analysis for the HTGR SMR Research Demonstrator for Poland. Nuclear Technology, 1–11. https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2582290 [dostęp po zalogowaniu].
Biblioteka NCBJ: https://www.ncbj.gov.pl/biblioteka-ncbj.

Moc odbierana przez RCCS oraz temperatura pokrywy RPV w przypadku scenariuszy awarii DLOFC i PLOFC.
Źródło: Skrzypek, M., Skrzypek, E., Muszyński, D., Thermal-Hydraulic and Neutronic Deterministic Safety Analysis…, Nuclear Technology, 2026, Taylor & Francis. DOI: 10.1080/00295450.2025.2582290 

Udział rdzenia jako w funkcji temperatury paliwa dla scenariusza DLOFC w BOL, zoptymalizowany profil mocy (v2).
Źródło: Skrzypek, M., Skrzypek, E., Muszyński, D., Thermal-Hydraulic and Neutronic Deterministic Safety Analysis…, Nuclear Technology, 2026, Taylor & Francis. DOI: 10.1080/00295450.2025.2582290 

Maksymalna temperatura paliwa dla zoptymalizowanego rdzenia w scenariuszach DLOFC i PLOFC.
Źródło: Skrzypek, M., Skrzypek, E., Muszyński, D., Thermal-Hydraulic and Neutronic Deterministic Safety Analysis…, Nuclear Technology, 2026, Taylor & Francis. DOI: 10.1080/00295450.2025.2582290 

Co pokazują te wykresy?

Wykresy ilustrują, jak reaktor HTGR-POLA zachowuje się w trudnych sytuacjach awaryjnych związanych z utratą chłodzenia.

Pierwszy rysunek pokazuje, że pasywny system odprowadzania ciepła (RCCS) automatycznie przejmuje swoją rolę po awarii i skutecznie usuwa nadmiar ciepła z reaktora. Dzięki temu temperatura obudowy reaktora rośnie powoli i pozostaje na bezpiecznym poziomie.

Drugi wykres obrazuje, jak nagrzewa się paliwo w całym rdzeniu reaktora. Wyniki pokazują, że zdecydowana większość rdzenia pozostaje w bezpiecznym zakresie temperatur, a tylko niewielka jego część chwilowo osiąga wyższe wartości. Nie dochodzi przy tym do temperatur, które mogłyby zagrozić bezpieczeństwu paliwa.

Trzeci rysunek przedstawia maksymalną temperaturę paliwa w czasie awarii. W każdym analizowanym przypadku temperatura szybko osiąga najwyższą wartość, po czym zaczyna spadać. Co najważniejsze, nawet w najbardziej niekorzystnych scenariuszach pozostaje ona znacznie poniżej dopuszczalnych limitów bezpieczeństwa.