Эксперимент с авиационным реактором

Эксперимент с авиационным реактором ( ARE ) представлял собой экспериментальный ядерный реактор, предназначенный для проверки возможности создания высокотемпературных жидкотопливных реакторов с высокой плотностью мощности для приведения в движение сверхзвуковых самолетов . Он работал с 8 по 12 ноября 1954 года в Ок-Риджской национальной лаборатории (ORNL) с максимальной устойчивой мощностью 2,5 мегаватт (МВт) и вырабатывал 96 МВт-часов энергии. ^{[ 1 ]}

ARE был первым реактором, в котором использовалось циркулирующее расплавленное солевое топливо. Сотни инженеров и ученых, работавших над ARE, предоставили технические данные, средства, оборудование и опыт, которые позволили более широко развивать реакторы с расплавленной солью , а также реакторы с жидкометаллическим охлаждением .

Фон

Концепция самолета с ядерной силовой установкой была впервые официально изучена в мае 1946 года ВВС США . ^{[ 2 ]} Была выдвинута гипотеза, что уникальные характеристики ядерной энергетики могут быть применены к дальним сверхзвуковым полетам, что считалось очень ценным с точки зрения военной стратегии. Проблемы этого предложения были понятны сразу, и к 1950 году Комиссия по атомной энергии объединилась с ВВС для изучения возможностей развития технологий в программе авиационных ядерных силовых установок (ANP), которая действовала с 1946 года (первоначально как USAF NEPA) до отмены в 1961 году. .

Сотрудники ORNL проекта ANP решили, что техническую информацию и опыт, необходимые для достижения цели полета на ядерной установке, можно наиболее экономично получить при создании и эксплуатации ARE. Они считали задачу управления сверхзвуковым самолетом на ядерной энергии чрезвычайно сложной и полагали, что может потребоваться более одного экспериментального реактора, прежде чем будет получена достаточная информация для проектирования и изготовления реактора для полета.

Первоначально ARE был задуман как натрием жидким металлическим и оксидом бериллия твердотопливный реактор с (BeO). Блоки-замедлители БеО приобретались с учетом твердотопливной конструкции. Однако опасения по поводу стабильности цепной реакции, связанной с ксеноном в твердом топливе при очень высоких температурах, были достаточно серьезными, чтобы оправдать отказ от твердого топлива и замену его циркулирующим жидким топливом. В оригинальной конструкции был разработан вариант жидкостного топлива с расплавленной фторидной солью. ^{[ 3 ]}

Дизайн

ARE был спроектирован как прототип авиационного реактора с циркулирующим топливом и замедлителем BeO мощностью 350 мегаватт. В нем использовалось топливо, состоящее из 53,09 мольных % NaF, 40,73 мольных % ZrF ₄ и 6,18 мольных % UF ₄ . ^{[ 1 ]} Реактор представлял собой цилиндр из BeO с изогнутыми трубками, направляющими поток топлива через активную зону в обоих направлениях. Он был окружен оболочкой из инконеля . ^{[ 4 ]}^: 44 Срок эксплуатации ARE составлял 1000 часов, при этом максимально возможное время должно работать на полной мощности 3 МВт. Расчетная температура топлива составляла 1500 ° F (820 ° C) с повышением температуры по всей активной зоне на 350 ° F (180 ° C), хотя пиковая температура достигала 1580 ° F (860 ° C) в устойчивом режиме и достигла максимального значения 1620 °C. ° F (882 ° C) в переходных процессах. Через реактор проходило 46 галлонов США (170 л) топлива в минуту при давлении в активной зоне около 40 фунтов на квадратный дюйм (2,8 бар). Натрий прокачивали через реактор со скоростью 150 галлонов США (570 л) в минуту при давлении около 50 фунтов на квадратный дюйм (3,4 бара). ^{[ 1 ]}

Топливная соль передала тепло гелиевой петле, которая затем передала тепло воде. Дополнительно блоки отражателя и замедлителя охлаждались контуром охлаждения жидкого металлического натрия, который также передавал тепло гелию, а затем воде. Реактор содержал один источник нейтронов (15 кюри полоний-бериллий), один регулирующий стержень и три из карбида бора, регулировочных стержня охлаждаемых гелием. Эксперимент был оснащен двумя камерами деления , двумя камерами компенсированной ионизации и 800 термопарами .

Система управления ARE может автоматически останавливать реактор в зависимости от высокого потока нейтронов , периода быстрого реактора , высокой температуры топлива на выходе из реактора, низкой температуры топлива в теплообменнике, низкого расхода топлива и потери электроэнергии за пределами площадки.

Программа развития

Камера теплообменника занимала существенно больше места, чем камеры реактора и отстойника. Амбициозные цели и военное значение ANP послужили катализатором значительного количества исследований и разработок сложных систем в сложных высокотемпературных и радиационных условиях .

Исследования коррозии и работы с горячим натрием начались в 1950 году. Исследования инженерных и производственных проблем, связанных с обращением с расплавленными фторидными солями, начались в 1951 году и продолжались до 1954 года. Для выбора подходящих комбинаций материалов и топлива использовались циклы испытаний на коррозию с естественной конвекцией. Последующие исследования в испытательных контурах с принудительной циркуляцией позволили установить средства минимизации коррозии и массопереноса . Разработка насосов, теплообменников , клапанов , приборов для измерения давления и холодных ловушек продолжалась с конца 1951 года по лето 1954 года. Большая часть работы была основана на обширном опыте работы при более низких температурах, полученном в Аргоннской национальной лаборатории и Лаборатории атомной энергии Ноллса . Необходимо было разработать методы изготовления, предварительного нагрева, оснащения и изоляции надежных герметичных высокотемпературных цепей из инконеля . Они пришли к выводу, что необходима цельносварная конструкция.

Всего разработка оборудования для обеспечения высокотемпературной герметичности продолжалась около четырех лет. ^{[ 5 ]} Сводный отчет об опасностях ARE ^{[ 6 ]} был выпущен 24 ноября 1952 года. Для проверки расчетных моделей был собран низкотемпературный критический макет реактора. Блоки замедлителя BeO были снабжены прямыми трубками, заполненными порошковой смесью, имитирующей топливо. Были измерены критическая масса, прочность регулирующего стержня, прочность предохранительного стержня, распределение нейтронного потока и коэффициенты реактивности широкого спектра материалов. ^{[ 7 ]} Строительство здания испытательного полигона началось в июле 1951 года. ^{[ 4 ]}^: 125

Эксплуатация и эксперименты

ARE работал успешно. Он стал критическим при массе урана-235 32,8 фунта (14,9 кг) . Он был очень стабильным благодаря сильному отрицательному температурному коэффициенту топлива (измеренному при -9,8e-5 dk/k/°F).

Впервые сборка была в достаточной степени собрана 1 августа 1954 года, после чего испытания начались в три смены. Горячий металлический натрий был пропущен через систему начиная с 26 сентября для проверки технологического оборудования и приборов. Проблемы с системами вентиляции и очистки натрия потребовали длительного ремонта. После нескольких сбросов натрия и перезарядок 25 октября в систему была введена соль-носитель. Впервые топливо было добавлено в реактор 30 октября. Первоначальная критичность была достигнута в 15:45 3 ноября после кропотливого и тщательного процесса добавления. обогащенное . топливо Большая часть четырех дней была потрачена на удаление пробок и устранение утечек на линии обогащения. Периодически отбиралась серия проб топлива. В частности, они показали увеличение содержания хрома со скоростью 50 частей на миллион в день, что указывает на быструю коррозию топливных трубок.

В рамках миссии ARE была проведена серия экспериментов. ^{[ 1 ]}

Критический эксперимент
Подкритическое измерение температурного коэффициента реактора
Определение мощности при 1 Вт (номинальная)
Калибровка регулирующего стержня в зависимости от добавления топлива
Характеристики топливной системы
Определение мощности при 10 Вт
Калибровка регулирующего стержня в зависимости от периода реактора
Калибровка регулировочного стержня по сравнению с регулирующим стержнем
Влияние расхода топлива на реактивность
Маломощное измерение температурного коэффициента реактора
Регулировка положения камеры
Подход к мощности: пробег 10 кВт
Испытание системы отходящих газов
Подход к мощности: мощности от 100 кВт до 1 МВт
Высокомощное измерение температурного коэффициента топлива
Высокомощное измерение температурного коэффициента реактора
Пуск реактора по температурному коэффициенту
Температурный коэффициент натрия
Эффект доллара реактивности
Высокомощное измерение температурного коэффициента реактора
Температурный коэффициент модератора
Ксенон работает на полную мощность
Эффекты реактивности потока натрия
Накопление ксенона на одной десятой полной мощности
Работа на максимальной мощности

8 ноября в 16:19 во время выхода на большую мощность реактор был остановлен из-за измерений высокой радиоактивности воздуха в подвале. Оказалось, что газовая арматура главного топливного насоса пропускала газы и пары продуктов деления в ямы, а ямы просачивались в подвал через дефектные уплотнения в некоторых электрических распределительных панелях. Трубопровод диаметром 2 дюйма (5 см) был проложен от ям на расстоянии 1000 футов (300 м) к югу в необитаемую долину. Переносные компрессоры и струя использовались для поддержания давления в ямах ниже атмосферного до конца эксперимента. Детекторы радиационного безопасности несколько раз отключали реактор во время перезапуска и убирались подальше от реактора. В конце концов реактор снова запустился и достиг высокой мощности.

12 ноября работа реактора была продемонстрирована личному составу ВВС и АНП, собравшемуся в ОРНЛ на ежеквартальное информационное совещание. Следование нагрузке было продемонстрировано путем включения и выключения вентиляторов. После достижения всех оперативных целей было принято решение о прекращении операции. Полковник Клайд Д. Гассер в это время посещал лабораторию и был приглашен возглавить завершение эксперимента. В 20:04 он в последний раз заглушил реактор. Было опубликовано много информации о работе реактора, включая подробные журналы экспериментов, графики электропитания и 33 извлеченных урока. ^{[ 1 ]}

Вывод из эксплуатации

В период между остановом и сбросом топлива эксплуатационному персоналу приходилось носить противогазы из-за высокого уровня радиоактивности в воздухе, вызванного утечкой отходящих газов, которую невозможно было обнаружить. ^{[ 8 ]} 13 ноября топливо было перелито в топливный бак. Соль-носитель под давлением промыла трубы и разбавила отстойный бак. Промывочную соль нагревали до температуры на 100 °F (38 °C) выше температуры системы и прокачивали через топливные каналы. Операторы наблюдали за термопарами, чтобы убедиться, что промывочная соль течет по всем каналам.

размером 6 футов (1,8 м) на 4 фута (1,2 м) Два плоских свинцовых экрана и толщиной 2 дюйма (5,1 см) были подвешены в ячейке теплообменника для защиты персонала, выводящего из эксплуатации, от радиации топливных систем. Водопроводы были перерезаны первыми. Затем натриевые магистрали разрезали ножовкой и сразу же заклеили несколькими слоями малярного скотча. Натриевый насос был очищен, а рабочее колесо снято для осмотра. При удалении натриевого насоса и теплообменника поле радиации в помещении увеличилось до 600 мбэр /ч. Оборудование защищало территорию от радиации топливной системы.

Топливную систему тщательно демонтировали, начиная с февраля 1955 года. Основная чаша топливного насоса обследовалась со скоростью 900 баррелей в час на высоте 5 футов (2 м). Переносной шлифовальный станок, которым можно было управлять из свинцового ящика, был построен для разрезания топливопроводов возле банки с реактором. После освобождения реактор перевезли в хранилище, а затем в могильник. Топливо в сливном баке планировалось отправить на переработку. Для детального анализа и экспертизы было отобрано около 60 образцов оборудования и материалов. металлографические, активационные , визуальные, стереофотографические испытания Были проведены и испытания на герметичность.

Следовать за

После того, как ARE заработал, проект ANP продолжил работу над планами построить более крупный эксперимент - испытание авиационного реактора мощностью 60 МВт (ART). ^{[ 9 ]} ART должен был представлять собой активную зону с топливом NaF-ZrF ₄ -UF ₄ , Be-замедлителем и Be-отражателем с металлическим натрием в качестве теплоносителя отражателя и NaK в качестве вторичного теплоносителя, с экраном из свинца и борированной воды.

Здание 7503 в ORNL было значительно повторно раскопано в рамках проекта расширения, включая новые глубокие раскопки для размещения ART, но программа была отменена до того, как был проведен новый эксперимент. ^{[ 10 ]} Позже в здании и объектах разместился эксперимент с реактором на расплавленной соли .

См. также

Ссылки

^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и Коттрелл, WB; Хангерфорд, HE; Лесли, Дж. К.; Мим, Дж. Л. (6 сентября 1955 г.). Эксплуатация эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 1. ОСТИ 4237975 . ОРНЛ-1845.
^ Ганц, Кеннет Ф., изд. (1960). Ядерный полет: программы ВВС США по созданию атомных самолетов, ракет и ракет . Нью-Йорк: Дуэлл, Слоан и Пирс. hdl : 2027/mdp.39015001555146 .
^ Беттис, ES; Шредер, Р.В.; Кристи, Джорджия; Сэвидж, HW; Аффель, Р.Г.; Хемфилл, Л.Ф. (1957). «Эксперимент с авиационным реактором - проектирование и строительство». Ядерная наука и инженерия . 2 (6): 804–825. дои : 10.13182/NSE57-A35495 .
^ Jump up to: ^а ^б Коттрелл, Уильям Б., изд. (02.06.1952). Реакторная программа проекта авиационных ядерных силовых установок (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2465 . Проверено 10 января 2021 г.
^ Сэвидж, HW; Уитмен, GD; Кобб, WG; Макдональд, WB (15 февраля 1958 г.). Компоненты плавленой соли и натриевого контура эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 1. ОСТИ 4308571 . ОРНЛ-2348.
^ Коттрелл, В.Б., изд. (24 ноября 1952 г.). Сводный отчет об опасностях эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОСТИ 4704625 . ОРНЛ-1407.
^ Каллихан, Диксон; Скотт, Данлэп (28 октября 1953 г.). Предварительная критическая сборка эксперимента с авиационным реактором (отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОСТИ 4361426 . ОРНЛ-1634.
^ Коттрелл, WB; Крэбтри, Т.Э.; Дэвис, Алабама; Пайпер, WG (02 апреля 1958 г.). Разборка и послеоперационное обследование эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 4. ОСТИ 4223435 . ОРНЛ-1868.
^ Фраас, AP; Саволайнен, AW (21 декабря 1956 г.). Отчет о проектировании испытаний авиационного реактора (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2095 . Проверено 10 января 2021 г.
^ Фергюсон, WF; Маккуилкин, Франция; Робинсон, GC; Сталтинг, Р.Д. (21 ноября 1958 г.). Отчет о завершении строительства объекта ВРТ (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2465 . Проверено 10 января 2021 г.

[ornl1845-1] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и Коттрелл, WB; Хангерфорд, HE; Лесли, Дж. К.; Мим, Дж. Л. (6 сентября 1955 г.). Эксплуатация эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 1. ОСТИ 4237975 . ОРНЛ-1845.

[nuclearflight-2] Ганц, Кеннет Ф., изд. (1960). Ядерный полет: программы ВВС США по созданию атомных самолетов, ракет и ракет . Нью-Йорк: Дуэлл, Слоан и Пирс. hdl : 2027/mdp.39015001555146 .

[bettis57-3] Беттис, ES; Шредер, Р.В.; Кристи, Джорджия; Сэвидж, HW; Аффель, Р.Г.; Хемфилл, Л.Ф. (1957). «Эксперимент с авиационным реактором - проектирование и строительство». Ядерная наука и инженерия . 2 (6): 804–825. дои : 10.13182/NSE57-A35495 .

[ornl1234-4] Jump up to: ^а ^б Коттрелл, Уильям Б., изд. (02.06.1952). Реакторная программа проекта авиационных ядерных силовых установок (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2465 . Проверено 10 января 2021 г.

[components-5] Сэвидж, HW; Уитмен, GD; Кобб, WG; Макдональд, WB (15 февраля 1958 г.). Компоненты плавленой соли и натриевого контура эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 1. ОСТИ 4308571 . ОРНЛ-2348.

[hazards-6] Коттрелл, В.Б., изд. (24 ноября 1952 г.). Сводный отчет об опасностях эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОСТИ 4704625 . ОРНЛ-1407.

[7] Каллихан, Диксон; Скотт, Данлэп (28 октября 1953 г.). Предварительная критическая сборка эксперимента с авиационным реактором (отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОСТИ 4361426 . ОРНЛ-1634.

[8] Коттрелл, WB; Крэбтри, Т.Э.; Дэвис, Алабама; Пайпер, WG (02 апреля 1958 г.). Разборка и послеоперационное обследование эксперимента с авиационным реактором (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. п. 4. ОСТИ 4223435 . ОРНЛ-1868.

[9] Фраас, AP; Саволайнен, AW (21 декабря 1956 г.). Отчет о проектировании испытаний авиационного реактора (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2095 . Проверено 10 января 2021 г.

[10] Фергюсон, WF; Маккуилкин, Франция; Робинсон, GC; Сталтинг, Р.Д. (21 ноября 1958 г.). Отчет о завершении строительства объекта ВРТ (PDF) (Отчет). Окриджская национальная лаборатория. ОРНЛ-2465 . Проверено 10 января 2021 г.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]

[ 10 ]