Historie reaktorů VVR-S a LVR-15 v ÚJV Řež a.s.

Noc z 24. na 25. září 1957 byla z pohledu československého jaderného výzkumu přelomová. Přibližně ve 23:52 byla totiž do prvního československého jaderného reaktoru vložena poslední, 26. palivová kazeta, a bylo tak dosaženo kritičnosti. Sedm minut po půlnoci pak byl vedoucím směny vydán příkaz k odstavení reaktoru. Tato přibližně patnáctiminutová epizoda byla vyvrcholením několikaleté snahy českých a sovětských odborníků a techniků různých průmyslových odvětví o rozvoj a mírové využití jaderné energie v tehdejší ČSR.

První československý reaktor byl postaven v tehdejším Ústavu jaderné fysiky Československé akademie věd (ÚJF ČSAV) v Řeži u Prahy. Práce na něm započaly v roce 1955, tedy ve stejné době, kdy začal být budován celý Ústav jaderné fysiky ČSAV a to na základě „Dohody o spolupráci se SSSR ve výzkumu a využití atomové energie“ z června téhož roku. Tato smlouva umožnila také později v ÚJF ČSAV vybudovat 25MeV cyklotron. Dodnes je fascinující s jakou rychlostí byla v tehdejší ČSR zaváděna jaderná věda a technika. Ve stejném roce byla také, tehdy ještě pod křídly Univerzity Karlovy, založena Fakulta technické a jaderné fysiky, později začleněná pod České vysoké učení technické a přejmenovaná na Fakultu jadernou a fyzikálně inženýrskou. Ta je dodnes významným zdrojem českých jaderných expertů.

Reaktor spuštěný 25. září 1957 nesl označení VVR-S a jeho jmenovitý tepelný výkon byl uváděn jako 2000 kW. Palivem byl uran obohacený na 10 % izotopem 235U, který byl v podobě palivových tabletek uspořádán do proutků tvořících palivové kazety označené jako EK-10 [3]. Původním zaměřením reaktoru VVR-S měla být výroba radioizotopů a výzkum v oblasti jaderné fyziky, chemie a biologie, čemuž odpovídalo i tehdejší experimentální vybavení reaktoru. To se v době uvedení reaktoru do provozu skládalo z vertikálních ozařovacích kanálů sloužících k výrobě radioizotopů a z horizontálních kanálů pro vyvádění svazků záření z aktivní zóny. Horizontální kanály sloužily k výzkumu v oblasti jaderné fyziky [8]. Od začátku provozu se však ukazovalo, že reaktor VVR-S bude do budoucna používán i v dalších výzkumných odvětvích, převážně k výzkumu v oblasti reaktorové techniky.

Již v roce 1958 byly prováděny první experimenty se vzduchovou smyčkou. V roce 1960 byla, v souvislosti s přípravou stavby první československé jaderné elektrárny A-1 v Jaslovských Bohunicích, na reaktoru VVR-S natrvalo instalovaná reaktorová plynová smyčka pro účely výzkumu vlivu elektrického pole na přestup tepla do chladícího CO2 v radiačních podmínkách a při vyšších tlacích. Tato úprava a požadavky na zkrácení doby ozařování nakonec vedly k rozhodnutí zvýšit tepelný výkon z 2MW na 4 MW rekonstrukcí stávající aktivní zóny. Rekonstrukce proběhla v letech 1962 až 1964 ve spolupráci s Polskou lidovou republikou a byla pro ni zvolena varianta s usměrňujícími trubkami palivových sekcí. Přestože teplotechnické parametry rekonstruované aktivní zóny (dále AZ) byly plně vyhovující, bylo na základě kritického experimentu rozhodnuto o další rekonstrukci [6]. Rekonstruovaná zóna měla totiž nezanedbatelné nedostatky z hlediska fyziky aktivní zóny – ve srovnání s nerekonstruovanou zónou došlo ke zvětšení kritické hmoty, což omezilo jednak délku palivové kampaně a jednak užitečný ozařovací prostor. Nebylo také možné dosáhnout dostatečného vyhoření paliva, což byl z provozního hlediska značně limitující faktor.

V další etapě rekonstrukce bylo ve spolupráci s Německou demokratickou republikou přistoupeno k variantě zdrsnění povlaku jednotlivých palivových článků. Experimenty prováděné v NDR potvrdily zvýšení součinitele přestupu tepla ? přibližně 2,3krát ve srovnání se součinitelem přestupu tepla hladkého povrchu palivových článků. Zdrsnění povlaku palivových článků bylo provedenou formou vytlačené spirály o hloubce 0,25mm a stoupání 0,5mm. Realizace nové aktivní zóny s takto upravenými palivovými soubory byla provedena v březnu 1967. Následující zkušební provoz reaktoru na výkonu 4MW plně potvrdil vyhovující fyzikální a teplotechnické vlastnosti nové AZ. Reaktor VVR-S tak bylo možno provozovat s původním palivem na dvojnásobném výkonu a při zachování původních fyzikálních vlastností AZ.

Od roku 1964 je také na reaktoru natrvalo instalována vodní smyčka, na které po dobu dvou let probíhal výzkum koroze oceli a její inhibice v radiačním poli reaktoru. V dalších letech byla tato smyčka podrobena přestavbě na vyšší tlaky a je využívána k výzkumu koroze materiálů těžkovodního okruhu energetických reaktorů. Její využití tím ale nekončí, vodní smyčka se používala ke studiu radiolýzy a čištění cirkulující vody, k vývoji měřící a ovládací techniky, k prověření dozimetrického systému a dekontaminačních procesů primárních okruhů těžkovodních elektráren. Reaktorové vodní smyčky jsou dodnes jedněmi z nejvýznamnější experimentálních zařízení na reaktoru LVR-15.

S přípravou výstavby elektrárny A-1 se začalo na reaktoru VVR-S s výzkumem radiačních efektů na vlastnosti konstrukčních materiálů. Vzorky materiálů byly nejprve ozařovány v upravených ozařovacích schránkách, v pozdějších letech pak ve specializovaných sondách. Ty byly speciálně navrženy pro ozařování štěpných a konstrukčních materiálů za zvláštních podmínek, např. při zvýšených teplotách (okolo 550°C), při vyšších tlacích nebo při aplikovaném vnějším zatížení [6]. Zjištěné změny fyzikálních vlastností ozářených materiálů a jejich vyhodnocení bylo velmi cenným podkladem pro konstrukci a výběr materiálů při stavbě prvního československého energetického reaktoru KS-150.

Během prvního desetiletí provozu reaktoru VVR-S byla provedena řada změn a vylepšení elektronického a technologického zařízení reaktoru. To vedlo ke zpřesnění informací o technologických parametrech reaktoru (např. měření pH a vodivosti vody v primárním okruhu), ale také ke zdokonalení ozařovací techniky (např. zavedení potrubní pošty pro rychlou dopravu ozářených vzorků nebo úprava zařízení horkých komor). Vedle toho byla na reaktoru vyřešena otázka čistoty vody primárního okruhu vybudováním iontoměničové stanice a úpravou filtrů primárního okruhu. Významným přínosem pro provoz reaktoru v prvním desetiletí bylo také zprovoznění zařízení na automatické spouštění a regulaci výkonu pomocí pohyblivých detektorů, realizovaného na základě patentu pracovníků ÚJF.

Již od počátku provozu reaktoru VVR-S byla k dispozici ozařovací služba, která využívala dvou hlavních druhů ozařovacích kanálů – jednak napevno zabudované úzké kanály o průměru 40mm, jednak široké ozařovací kanály o průměru 60mm s proměnlivou ozařovací kapacitou. Tato proměnlivost vycházela z faktu, že široké ozařovací kanály byly v průběhu kampaně doplňovány novým, čerstvým palivem čímž klesala jejich kapacita.

Další ozařovací možnosti představovaly čtyři vertikální kanály v tepelné komoře a deset horizontálních kanálů vedených z obvodu reaktoru na střed aktivní zóny. Pro účely ozařovací služby byly již od počátku provozu reaktoru, pomocí neutronové aktivační analýzy, proměřovány hustoty toku tepelných neutronů a kadmiové poměry v ozařovacích vertikálních kanálech aktivní zóny. Po několika málo letech byla používaná metodika dovedena k velmi vysokému stupni efektivity a poskytovala dostatek informací o rozložení spektra neutronového toku v aktivní zóně reaktoru VVR-S.

V roce 1969 bylo českými a sovětskými odborníky vypracováno několik studií zabývajících se možností použití nového paliva typu IRT-M, v té době již dostupného v SSSR pro výzkumné reaktory s výkonem do 8MW. Tyto palivové články svými parametry plně vyhovovaly záměrům a požadavkům reaktoru VVR-S a proto byla ve stejném roce uzavřena dohoda o dodávce projektu konstrukčních částí AZ, o dodávce těchto částí a o dodávce palivových článků typu IRT-M do roku 1974. Po uzavření této dohody bylo rozhodnuto rozpracovat a provést rekonstrukci reaktoru VVR-S spojenou s přechodem na nové palivo typu IRT-M ve dvou etapách. Zásadní rozdíly mezi starým palivem EK-10 a novým palivem IRT-2M byly převážně v jeho konstrukci. Palivo EK-10 bylo proutkového typu (uran byl v podobě palivových proutků uspořádán v každé palivové sekci do mříže) s hliníkovým pokrytím a obohacením 10%. Palivo IRT-2M bylo palivo sendvičového typu, uspořádané do 3-trubkových nebo 4-trubkových palivových souborů, s hliníkovým pokrytím a obohacením 80% (v první fázi, později bylo obohacení sníženo na 36%). Štěpným materiálem byl 235U ve formě směsi s hliníkem.

V první etapě rekonstrukce byla provedena výměna paliva, výměna konstrukčních částí aktivní zóny a byla provedena částečná rekonstrukce systému ochrany a řízení reaktoru (SOŘ). Tato etapa proběhla v červenci a srpnu 1974. Jejím cílem bylo vytvořit vhodné podmínky a předpoklady pro očekávané zvýšení výkonu na 10MW. Prvním krokem v této etapě bylo vyjmutí palivových souborů EK-10 a jejich uložení v zásobníku vyhořelého paliva. Poté následovalo vyjmutí starého separátoru, instalace nového a s tím spojené úpravy ve vnitřní nádobě reaktoru. Přestože provádění popsaných činností nebylo vzhledem k radiaci uvnitř nádoby bez potíží, byl dodržen časový plán a až na několik případů nebyly ani překročeny plánované dávky ionizujícího záření. K překročení maximálních přípustných dávek nedošlo vůbec. Dalším krokem v první etapě rekonstrukce byla výměna systému ochrany a řízení (SOŘ) reaktoru VVR-S. Navržený systém měl v sobě již implementovány poznatky a provozní zkušenosti ze starého SOŘ. Nový prvkem SOŘ byla například možnost pohybovat všemi kontrolními tyčemi současně, ale pouze směrem dolu – pohyb více kontrolními tyčemi směrem vzhůru je blokován. Dalším novým zařízením SOŘ byly pohony pohyblivých komor, které musely být řešeny s ohledem na pohyb některých komor v kanálech zaplněných vodou. V dalším kroku následovalo fyzikální spouštění, v jehož průběhu byla na periferii AZ nově instalována přídavná spouštěcí aparatura složená z pěti nezávislých měřících kanálů, z nichž tři byly impulsní a dva proudové. Jako detektorů v pulzních kanálech bylo použito dvou koronových počítačů a jedné štěpné komory. Tyto kanály sloužily pro měření a kontrolu při dosahování kritického stavu. Proudové kanály byly zapojeny do havarijního řetězce a sloužily k měření při velmi malých výkonech reaktoru.

Po ukončení instalace nové aktivní zóny bylo dne 31.8. 1974 zahájeno samotné fyzikální spouštění reaktoru s novým palivem. To pokračovalo až do 4.9. 1974, kdy byl založen poslední palivový soubor a bylo dosaženo kritického stavu. Provozní konfigurace nové aktivní zóny se skládala z jedenácti 3-trubkových palivových souborů, sedmnácti 4-trubkových palivových souborů, devatenácti vytěsnitelů s centrální vzduchovou dutinou a z jednoho beryliového vytěsnitele pro tyč automatické regulace. V posledním kroku první etapy rekonstrukce bylo zvýšení výkonu na 4MW za účelem ověření možností chladících okruhů pro přenos energie. Při tom bylo ověřeno, že nově rekonstruovaný reaktor dával vyšší hodnoty neutronových toků, zejména v rychlé oblasti neutronového spektra, než jaké poskytoval při výkonu 4MW s palivem EK-10.

V druhé etapě rekonstrukce reaktoru VVR-S, která probíhala v roce 1976, došlo k realizaci prací souvisejících převážně se zajištěním dokonalého odvodu tepla z reaktoru. Tyto práce zasáhly do téměř všech technologických okruhů, zejména do chladícího okruhu, do systému ochrany a řízení, do dozimetrie a do přívodu silnoproudu. Rekonstrukce primárního okruhu obsahovala převážně instalaci nových tepelných výměníků dimenzovaných na větší výkon reaktoru, které byly vyrobeny v českém národním podniku Ferox Děčín. Při rekonstrukci SOŘ došlo k celkové obnově zastaralého systému, ke změnám v uspořádání vyhodnocovacích obvodů a ke změnám v obvodech automatického regulátoru. Také byly provedeny úpravy vedoucí ke zkrácení doby potřebné k dosažení zadaného výkonu reaktoru. Přestože nádoba reaktoru nebyla vyměněna, byla při rekonstrukci provedena její kontrola a byly zjištěny bodové koroze v hliníkové slitině SAV-1, ze které byla nádoba vyrobena. Tyto a další nedostatky byly později jedním z iniciátorů výměny nádoby reaktoru při následující rekonstrukci.

S postupující rekonstrukcí reaktoru VVR-S byla do reaktoru napevno instalována reaktorová vodní smyčka RVS-3. Ta umožňovala simulaci podmínek v primárním okruhu tlakovodního reaktoru, které se užívaly pro materiálový výzkum rozvíjející se české jaderné energetiky, konkrétně pro uskutečnění experimentů ke zdokonalení vlastností primárních okruhů elektráren typu VVER. Výzkumný program na reaktoru VVR-S byl dále rozvíjen na horizontálních kanálech a na kanále tepelné komory. Horizontální kanály umožňovaly vyvádět z aktivní zóny svazky reaktorového záření, které bylo možné upravovat vhodnou volbou kolimátorů a filtrů pro potřeby samotných experimentů. Tepelná kolona byla složena ze širokého ozařovacího kanálu (s průměrem vyšším než 1 metr) a z grafitových válců sloužících k moderaci neutronů. Používala se jako plošný zdroj tepelných neutronů a po rekonstrukci reaktoru VVR-S byla většina prací na tepelné koloně zaměřena na výzkum průchodu neutronů sodíkovými bloky. Tento výzkum byl podnícen v té době atraktivním projektem vývoje rychlého reaktoru. Další část výzkumu, prováděného na tepelné koloně, byla zacílena na identifikaci vlivu neutronového záření na biologické objekty.

I po rekonstrukci byl reaktor VVR-S zejména využíván pro ozařovací práce. Ty probíhaly převážně ve vertikálních ozařovacích kanálech umístěných pod víkem reaktoru. V roce 1980 bylo na reaktoru k dispozici osm úzkých a devatenáct širokých kanálů s hodnotami hustot neutronových toků, daných jejich prostorovým rozložením podél aktivní zóny reaktoru [5]. Největší objem ozařovacích prací v této době připadal na ozařování monokrystalů křemíku, k čemu sloužil speciálně upravený kanál otáčející se kolem své osy a zajišťující rovnoměrné ozáření krystalů. Tyto ozařovací a výzkumné práce se samozřejmě neobešly bez kvalitní znalosti parametrů radiačního pole. Proto na reaktoru VVR-S neustále probíhala intenzivní měření. Jednalo se především o měření hustot toku gama záření v aktivní zóně s využitím kalorimetrů, dále pak o aplikaci samonapájecích detektorů pro kontinuální sledování změn hustot neutronových toků a v neposlední řadě o vývoj řady dozimetrických postupů pro potřeby jednotlivých uživatelů reaktoru. Začátkem osmdesátých let 20. století bylo zahájeno měření spekter neutronů v aktivní zóně reaktoru. Ke konci rekonstrukce reaktoru VVR-S z let 1974-1976 byla také vypracována a úspěšně otestována řada metodik pro oblast fyzikálního spouštění reaktoru a měření reaktivity v základních provozních stavech aktivní zóny. S touto rekonstrukcí byl také změněn přístup k tvorbě bezpečnostní dokumentace, která pružně reagovala na rostoucí požadavky, jak ze strany zákazníků, tak ze strany provozovatele reaktoru.

Přes tyto úspěchy a rekonstrukce byl však pomalu opět pociťován nedostatek v kapacitách reaktoru a to jak z hlediska fyzicky dostupných kapacit pro výzkum, tak z hlediska kvality služeb. Z těchto důvodů byla koncem roku 1981 vypracována studie k přestavbě reaktoru VVR-S na lehkovodní výzkumný reaktor LVR-15. Studie a celkově i snaha o inovaci reaktoru vycházela z podobných prací prováděných v tehdejších státech RVHP. Tato studie navrhovala dvě možné varianty inovace reaktoru VVR-S s tím, že druhá varianta měla dvě podvarianty, takže celkově byly zpracovány a prozkoumány tři možnosti inovace reaktoru. První variantou bylo při výměně nádoby ponechat stávající typ reaktoru, tedy beztlakou tankovou nádobu s horním krycím víkem z litiny jako stíněním. Druhá varianta se zaměřila na možnost koncipovat budoucí reaktor LVR-15 jako bazénový typ reaktoru, což by ovšem vyžadovalo zvýšení sloupce vody nad aktivní zónou pro účely stínění. Právě dvě možnosti jak zvýšit zásobu vody nad AZ při zachování okolní stavby vytvořily dvě podvarianty této koncepce. První podvarianta navrhovala ponechání AZ v původní výšce a tím pádem navýšení reaktorové nádoby a prodloužení vodní vrstvy na cca 8 metrů. Druhá podvarianta naopak počítala se zapuštěním AZ hlouběji do suterénu budovy a zachováním původní horní plošiny na úrovni +6,95 metru. Obě tyto podvarianty měly své výhody a nevýhody, obě ale spojovaly jedno – nutnost relativně vyšších investic a větší časová náročnost než jaká se očekávala u první varianty. Proto byla za finální verzi zvolena varianta č. 1, které navrhovala výměnu nádoby reaktoru (při zachování jejího typu) a potřebných částí primárního okruhu, spolu s inovací většiny provozně důležitých systémů (měření a regulace, dozimetrie, vzduchotechnika, zásobování elektrickou energií atp.) Bylo též rozhodnuto o zachování a rozšíření vertikálních ozařovacích kanálů v palivu, beryliu a vodním reflektoru pro umístění ozařovacích pouzder, ozařovacích zařízení, sond a smyček. Podobné rozhodnutí bylo přijato i pro horizontální ozařovací kanály. Do reaktoru byla také navržena potrubní pošta pro aktivaci, počítalo se i s instalací a používáním tepelné kolony [9].

Závěry výše uvedené studie vedly k rozhodnutí inovovat reaktor VVR-S v průběhu druhé poloviny 80. let 20. století na reaktor LVR-15. Prvním významnějším krokem této inovace bylo získání stavebního povolení ze dne 19.12.1985. Dalším neopomenutelným krokem bylo odstavení reaktoru VVR-S, které proběhlo 28.10.1987 a reaktor VVR-S tímto krokem přestal existovat.

V průběhu let 1987 až 1989 probíhaly rekonstrukční práce spojené s výše uvedeným projektem rekonstrukce reaktoru VVR-S na reaktor LVR-15. Předmětem rekonstrukcí byly následující hlavní systémy a zařízení reaktoru: 1) nádoba reaktoru a vnitřní části reaktoru, 2) systém řízení a ochran, 3) primární okruh, 4) jeřáb v hale reaktoru, 5) vzduchotechnický systém, 6) systém měření technologických parametrů, 7) stacionární dozimetrický systém, 8) transport vzorků do reaktoru a ozářeného materiálu z reaktoru včetně horkých komor a 9) systém napájení elektrickou energií včetně náhradního zdroje. Během inovace byl navíc reaktor LVR-15 doplněn o Ústřední Informační Systém.

20.1.1989 schválila Československá komise pro atomovou energii program (ČSKAE) Předkomplexního a komplexního vyzkoušení reaktoru LVR-15 a v průběhu roku 1989 další dokumenty nezbytné pro provoz jaderného zařízení. Dne 26.5. 1989 ČSKAE vydala souhlas se zahájením fyzikálního spouštění reaktoru LVR-15 a o tři dny později, 29.5.1989, bylo fyzikální spouštění reaktoru zahájeno. Přibližně po měsíci bylo ukončeno a po vydání povolení ČSKAE bylo dne 1.7.1989 přikročeno k energetickému spouštění reaktoru LVR-15. Dne 30.7.1989 bylo energetické spouštění ukončeno a byl zahájen zkušební provoz.

Zkušební provoz reaktoru LVR-15 byl oficiálně zahájen 8.8.1989 a trval pouhé dva měsíce. Ukázalo se, že dochází ke korozi hlavních cirkulačních čerpadel (HCČ) a ke kontaminaci primárního okruhu. To vedlo k pozastavení zkušebního provozu a následnému vyčištění reaktoru od korozních produktů. Současně byla v rámci prevence podobné události zmíněná čerpadla vyměněna. Likvidace této události a návrat zpět ke zkušebnímu provozu trval téměř celý jeden rok a proto až 29.8.1990 byl vydán souhlas k pokračování zkušebního provozu reaktoru LVR-15. Jiné významnější události se během zkušebního provozu nevyskytly. Zkušební provoz byl 31.5.1995 ukončen a od 1.6.1995 pracuje reaktor v trvalém provozu. Souhlas s trvalým provozem byl vydán Státním úřadem pro jadernou bezpečnost dne 26.5.1995. Během prvního roku trvalého provozu byl provoz reaktoru omezen, protože byla prováděna rozsáhlá rekonstrukce vodní smyčky RVS-3.

Reaktor LVR-15, jak ho známe dnes, je lehkovodní výzkumný reaktor s reaktorovou nádobou vyrobenou z austenitické oceli 08CH18N10T (původní nádoba reaktoru VVR-S byla z hliníkové slitiny SAV-1 s 98,5% objemovým obsahem Al). Ke svému provozu používá ruské palivo IRT-2M, které v první fázi provozu mělo obohacení 80%, v druhé fázi bylo toto obohacení sníženo na 36%. Mříž aktivní zóny má krok 71,5 mm a je uspořádána do tvaru obdélníku 8x10 buněk (celkem tedy 80 buněk). V základní provozní konfiguraci je 28 buněk osazeno palivovými články, 4 buňky mezi palivem jsou osazeny kanály pro sondy, na periferii AZ jsou umístěny smyčky a kanály pro ozařování křemíku. Na okraji AZ je dále umístěna pneumatická pošta a deset vertikálních ozařovacích kanálů. Ostatní buňky jsou zaplněny vytěsniteli z berylia (které má funkci reflektoru) nebo vodou.

Od zavedení reaktoru LVR-15 do trvalého provozu bylo k dnešnímu dni zaregistrováno několik událostí, které významně zasáhly do provozu reaktoru. V první řadě to byl přechod na méně obohacené palivo IRT-2M. Konverze z paliva s 80% obohacením na palivo s 36% obohacením proběhla v letech 1995 až 1998, palivo s 80% obohacením přestalo být používáno k 31.12.1998. Dalším významným krokem byla po roce 1997 aplikace atomového zákona 18/1997 a všech vyhlášek z něho vycházejících. Roku 1997 byly také zjištěny nadlimitní úniky 131I a 137Cs z palivové kazety a jejich následný únik do okolí LVR-15. Současně na reaktoru probíhala výstavba nových smyček BWR-1, BWR-2, RVS-4 a Zn a jejich uvádění do provozu.

Od roku 2000 bylo u tepelné kolony zprovozněno pracoviště neutronové záchytové terapie (NZT) sloužící pro ozařování pacientů s nádorovým bujením na mozku a téhož roku byl ozářen první pacient. K dnešnímu datu bylo úspěšně ozářeno celkem pět pacientů.

Roku 2002 byl reaktor LVR-15, stejně jako školní reaktor VR-1 Vrabec na FJFI ČVUT v Praze – Troji, zasažen povodní a z velké části zatopen. I přes tuto živelnou pohromu prošel reaktor LVR-15 v prosinci roku 2003 misí INSARR (Integrated Safety Assessment of Research Reactor) pořádanou Mezinárodní agenturou pro atomovou energii. Ta byla ještě v prosinci 2005 následována follow-up misí ke kontrole plnění navržených opatření. Bylo konstatováno, že z 20 navržených opatření jich 17 bylo splněno, jedno doporučení bylo staženo a dvě zbývající doporučení byla označena jako částečně splněná s tím, že bylo navrženo pokračovat v jejich řešení. Celkově pracovníci mise uzavřeli svá šetření s tím, že následná mise INSARR na reaktoru LVR-15 byla jednou z nejúspěšnějších misí v historii z hlediska její přípravy a pokroku v realizaci doporučení, a že současná bezpečnost provozu reaktoru je na velmi dobré úrovni.

V roce 2003 bylo prodlouženo povolení na provoz reaktoru LVR-15 od SÚJB do roku 2014. V závěru roku 2005 byl také zaznamenán nový rekord v provozu reaktoru LVR-15 – za celý rok 2005 byl reaktor provozován 216 dní, což představuje 59% využití.

Reaktor VVR-S (snímek pořízen během modernizace)

Reaktor LVR-15

Literatura:

• Provozní deníky reaktoru VVR-S, ÚJV Řež a.s., 1957-1987
• Šorm, Vlasák: Jaderná energie, svazek 3, číslo 9, 1957
• Studničková, Listík: Základní parametry reaktoru VVR-S v Řeži, Zpráva ÚJV, 1978
• Listík: Reaktor VVR-S a jeho využití, konference „25 let ÚJV“ , Praha, 1980
• Pittermann: Reaktor VVR-S jako zdroj neutronů, Radioisotopy 14, 1973, str. 403-413
• Musílek, Čapek: Deset let výzkumného jaderného reaktoru ÚJV-ČSAV, Jaderná energie, ročník 13, číslo 12, 1967
• Kavan, Listík, Musílek, Pittermann, Šlechta, Vojta: První etapa rekonstrukce reaktoru VVR-S, Jaderná energie, ročník 22, číslo 3, 1976
• Hrdlička: Výzkumný reaktor Ústavu jaderné fysiky Československé akademie věd, Jaderná energie, svazek 3, číslo 5, 1957
• Kolektiv autorů: Lehkovodní výzkumný reaktor LVR-15, Dokumentace RVT-Studie, Souhrnná zpráva, Chemoprojekt, 1981
• Listík a kol.: Předprovozní bezpečnostní zpráva reaktoru LVR-15, revize č.0, vydání č.1, ÚJV Řež a.s., 2002
• Providing for the Application of the Agency’s Safety Standards: Activities during 2003, MAAE, 2004
• Kolektiv autorů: Provozní bezpečnostní zpráva reaktoru LVR-15, revize č.1, vydání č.1, ÚJV Řež a.s, 1996
• Neutron, zpravodaj Ústavu jaderného výzkumu v Řeži, ÚJV Řež, 1989