Изотопный реактор с высоким потоком

Изотопный реактор с высоким потоком ( HFIR ) - это реактор ядерного исследования в Национальной лаборатории Оук -Риджа (ORNL) в Ок -Ридж, штат Теннесси , США. Работая при 85 МВт, HFIR является одним из самых высоких потока на основе реакторов на основе источников нейтронов для исследований физики конденсированного вещества в Соединенных Штатах, и у него есть один из самых высоких устойчивых нейтронных потоков у любого исследовательского реактора в мире. Тепловые и холодные нейтроны, продуцируемые HFIR, используются для изучения физики, химии, материаловедения, техники и биологии. Интенсивный поток нейтронов , постоянная плотность мощности и топливные циклы постоянной длины используются более чем 500 исследователями каждый год для исследований рассеяния нейтронов в фундаментальных свойствах конденсированного вещества. HFIR имеет около 600 пользователей в год как для разброса, так и для внедренных исследований.

Исследовательские центры по рассеянию нейтронов в HFIR содержат коллекцию инструментов мирового класса, используемые для фундаментальных и прикладных исследований структуры и динамики вещества. Реактор используется для производства медицинских, промышленных и исследовательских изотопов; Исследование тяжелого повреждения нейтронов материалов; и активация нейтронов для изучения микроэлементов в окружающей среде. Кроме того, в здании находится гамма -облучение , которое использует узеленные сборы топлива и способно приспособить эксперименты с высокой дозой гамма -дозы.

С прогнозируемыми регулярными операциями, следующее серьезное отключение для замены отражателя бериллея не потребуется до 2023 года. Этот сбой дает возможность установить холодный источник в Radial Beam Tube HB-2, что даст беспрецедентный поток холодных нейтронов. Инструменты в новом холле. По прогнозам, с или без этой дополнительной возможности HFIR продолжит работать до 2040 года и далее.

В ноябре 2007 года чиновники ORNL объявили, что тесты по времени пролета на недавно установленном холодном источнике (который использует жидкий гелий и водород, чтобы замедлить движение нейтронов), показали лучшую производительность, чем проектные прогнозы, равные или превосходящие предыдущие мировые записи, установленные Исследовательский реактор в Институте Лауэ -Лангвина в Гренобле, Франция . ^{[ 1 ]}

История

В январе 1958 года Комиссия по атомной энергии США (AEC) рассмотрела статус производства изотопов трансараниума в Соединенных Штатах. ^{[ 2 ]} К ноябрю того же года Комиссия решила построить реактор с высоким потоком изотопного реактора (HFIR) в Национальной лаборатории Оук -Риджа с основным акцентом на исследования и производство изотопа. С тех пор, как он впервые стал критически важным в 1965 году, внедренное использование HFIR расширилось до исследования материалов, исследования топлива и исследования энергии слияния , в дополнение к производству изотопов и исследованиям для медицинских, ядерных, детекторов и безопасности.

Программа тестирования с низким энергопотреблением была завершена в январе 1966 года, и начались циклы эксплуатации в 20, 50, 75, 90 и 100 МВт. С тех пор, как он достиг своей мощности проектирования 100 МВт в сентябре 1966 года, чуть более пяти лет с начала его строительства, пока он не был временно закрыт в конце 1986 Соединенные Штаты. К декабрю 1973 года он завершил свой 100 -й топливный цикл, каждый длится ~ 23 дня.

В ноябре 1986 года тесты на образцы наблюдения об облучении показали, что реакторное сосуд охдарена нейтронным облучением со скоростью быстрее, чем предсказано. HFIR был закрыт, чтобы обеспечить обширный обзор и оценку объекта. После тщательной переоценки длится в течение двух лет, модификации для продления срока службы завода при защите целостности сосуда давления и модернизации к практике управления, реактор был перезапущен при 85 МВт. По совпадению с физическими и процедурными улучшениями были возобновление обучения, анализа безопасности и мероприятий по обеспечению качества. Документы были обновлены, а новые были сгенерированы, где это необходимо. Технические спецификации были изменены и переформатированы, чтобы быть в курсе изменений дизайна, поскольку они были приняты Министерством энергетики США (DOE), ранее AEC. Основное давление охлаждающей жидкости и мощность ядра были снижены до сохранения целостности сосудов при сохранении тепловых краев, и были взяты на долгосрочные обязательства для технологических и процедурных модернизаций.

После тщательного обзора многих аспектов работы HFIR реактор был перезапущен для топливного цикла 288 18 апреля 1989 года, чтобы изначально работала на очень низких уровнях мощности (8,5 МВт) до тех пор, пока все эксплуатационные экипажи не будут полностью обучены, и было возможно работать непрерывно при более высокой мощности. После перезапуска в апреле 1989 года произошло дальнейшее закрытие девяти месяцев из -за вопроса о процедурной адекватности. В течение этого времени надзор за HFIR был переведен в Управление по ядерной энергии Министерства энергетики; Ранее надзор проходил через Управление по исследованию энергетики. После разрешения секретаря по энергетике Джеймса Д. Уоткинса возобновить операцию стартапа в январе 1990 года, полная мощность была достигнута 18 мая 1990 года. Продолжающиеся программы были созданы для процедурного и технологического обновления HFIR в течение его операционного срока службы.

В 2007 году HFIR завершила самую драматическую трансформацию в своей 40-летней истории. В течение более года, в течение более года установка была отремонтирована, и были установлены новые инструменты, включая источник холодного нейтрона . Когда реактор был перезапущен, он достиг полной мощности 85 МВт в течение нескольких дней, и эксперименты возобновились в течение недели. Улучшения и обновления включают капитальный ремонт структуры реактора для надежной, устойчивой работы; значительная модернизация восьми спектрометров термического нейтрона в лучевой комнате; Новая компьютерная система управления; установка жидкого водорода холодного источника; и новый Холодный Нейтронный Гид Холл. В модернизированном HFIR в конечном итоге будут размещены 15 инструментов, в том числе 7 для исследований с использованием холодных нейтронов.

Видео о испытательном реакторе внутри Ornl из Министерства энергетики США.

Хотя основной миссией HFIR в настоящее время является исследование рассеяния нейтронов, одним из его первоначальных первичных целей стало производство калифорнийских 252 и других изотопов Transuranium для исследовательских, промышленных и медицинских применений. HFIR является единственным поставщиком в западном мире Californium-252, изотопом с такими применениями, как терапия рака и обнаружение загрязняющих веществ в окружающей среде и взрывчатые вещества в багаже.

Техническое описание

HFIR представляет собой флюксом , который использует высокообогащенное и модернизированное реактор с реактор типа, в котором используется высокообогащенное урановое топливо. ^{[ 3 ]} Предварительный концептуальный дизайн реактора был основан на принципе «ловушка Flux», где ядро реактора состоит из кольцевой области топлива, окружающего неоднократную сдерживающую область или «остров». Такая конфигурация позволяет быстрому утечке нейтронов из топлива на острове, и поэтому дает область очень высокого потока термического нейтрона в центре острова. Этот резервуар термилированных нейтронов «пойман в ловушку» в реакторе, что делает его доступным для производства изотопов. Большой поток нейтронов в отражателе за пределами топлива такого реактора может быть включен путем расширения пустых «лучевых» трубок в отражатель, что позволяет запрятать нейтроны в эксперименты вне экранирования реактора. Можно предоставить различные отверстия в отражателе, в которых можно облучать материалы для экспериментов или производства изотопов.

Первоначальной миссией HFIR было производство изотопов трансплатония. Тем не менее, оригинальные дизайнеры включали много других экспериментальных средств, и с тех пор были добавлены несколько других. Экспериментальные средства доступны включают в себя:

Четыре горизонтальных лучевых труб, которые происходят в отражателе бериллиума.
Облучение гидравлической трубки, в очень высокой области потока ловушки потока, которая позволяет вставить и удалять образцы во время работы реактора.
30 целевых положений в ловушке потока, которые обычно содержат трансплатонические производственные стержни, но которые можно использовать для облучения других экспериментов (два из этих позиций могут вместить инструментальные цели).
Шесть периферических целевых положений на внешнем краю ловушки потока
Многие вертикальные облучения различных размеров по всему бериллиуму отражатель
Два пневматических пробирных помещения в отражателе бериллиума, которые обеспечивают введение и удаление образцов, в то время как реактор работает для анализа активации нейтронов
Два объекта наклонного доступа, называемые «инженерные помещения», на внешнем краю бериллийского отражателя
Отработанные топливные сборы используются для обеспечения гамма -облучения в пуле реакторов.

Сборка ядра реактора

Сборка сердечника реактора находится в 8-футовом (2,44 м)-диаметре сосуда давления в бассейне с водой. Верхняя часть сосуда давления составляет 17 футов (5,2 м) ниже поверхности бассейна. Механизмы привода управления находятся в саб-комнате под сосудом под давлением. Эти функции дают необходимую экранирование для работы над сердечником реактора и значительно облегчают доступ к областям сосуда, сердечника и отражателя давления.

Ядро реактора является цилиндрическим, высотой около 2 футов (0,61 м) и 15 дюймов (380 мм) в диаметре. 5-дюймовый. (12,70-сантиметровый отверстие-отверстие, «ловушка потока», образует центр сердечника. Цель обычно загружается Curium-244 и другими трансплатоническими изотопами и расположена на вертикальной оси реактора в ловушке потока. Область топлива изготовлена из двух концентрических топливных элементов. Внутренний элемент содержит 171 топливные пластины; Внешний элемент имеет 369 пластин. Топливные пластины изогнуты в форме инъумительной , обеспечивая постоянную ширину канала охлаждающей жидкости. Топливо (93% ²³⁵U обогащен U ₃ O ₈ -Al Cermet ^{[ 4 ]}) неравномерно распределяется вдоль дуги, чтобы минимизировать радиальное отношение плотности мощности пика до среднего. Огромный ядерный яд ( Boron-10 ) включен во внутренний топливный элемент, главным образом для выравнивания пика радиального потока, обеспечивающего более длинный цикл для каждого топливного элемента. Среднее время срока службы с типичной экспериментом составляет ~ 23 дня при 85 МВт.

Область топлива окружена концентрическим кольцом бериллиевого отражателя толщиной ~ 1 фута (0,3 м). Это, в свою очередь, подразделяется на три области: съемный отражатель, полупостоянный отражатель и постоянный отражатель. Бериллий окружен водой отражателем эффективной бесконечной толщины. В осевом направлении реактор отражается водой. Контрольные пластины, в форме двух тонких, ядерных концентрических цилиндров, находятся в кольцевой области между внешним топливным элементом и отражателем берилля. Эти тарелки приводят в противоположные направления, чтобы открыть и закрыть окно в середине середины. Реакционная способность увеличивается путем нисходящего движения внутреннего цилиндра и вверх движением четырех наружных квадрантов. Внутренний цилиндр используется для регулирования в области переворота и питания и не имеет быстрой функции безопасности. Внешний контрольный цилиндр состоит из четырех отдельных квадрантных пластин, каждая из которых имеет независимый механизм привода и выпуска безопасности. Все управляющие пластины имеют три осевых областях различного содержания нейтронного яда, предназначенных для минимизации осевого соотношения плотности пиковых до среднего в течение всего срока службы ядра. Любая единая квадрантная пластина или цилиндр способен Выключение реактора .

Конструкция системы приборов и управления реактором отражает акцент на непрерывности и безопасности операций. Три независимых канала безопасности расположены в системе совпадений, которая требует согласия двух из трех для отключения безопасности. Эта функция дополняется обширной системой тестирования «онлайновой», которая позволяет тестировать функцию безопасности любого канала в любое время во время работы. Кроме того, три независимых канала автоматического управления массированы таким образом, чтобы сбой одного канала не будет значительно нарушать работу. Все эти факторы способствуют непрерывности работы в HFIR.

Основная охлаждающая жидкость входит в сосуд под давлением через два 16-дюйма. (40,64-сантиметровые трубы над ядром проходят через ядро и выходят через 18-дюймовый. (45,72-см)-диаметра под сердечником. Скорость потока составляет ~ 16 000 галлонов в минуту (1 м. ³/с), из которых около 13 000 галлонов в минуту (0,82 М ³/s) течет через область топлива. Остальные протекают через целевые, отражающие и контролирующие области. Система предназначена для работы при номинальном давлении на входе 468 фунтов на квадратный дюйм (3,3 × 10 ⁶ Па). В этих условиях температура входной охлаждающей жидкости составляет 120 ° F (49 ° C), соответствующая температура выхода составляет 156 ° F (69 ° C), а падение давления через сердечнику составляет ~ 110 фунтов на квадратный дюйм (7,6 × 10 ⁵ Па).

Из реактора поток охлаждающей жидкости распределяется по трем из четырех идентичных комбинаций теплообменника и циркуляции, каждая из которых в отдельной ячейке, прилегающей к реактору и пулам хранения. Каждая ячейка также содержит клапан разочарования, который контролирует первичное давление охлаждающей жидкости. Вторичная система охлаждающей жидкости удаляет тепло из первичной системы и передает ее в атмосферу, передавая воду через четырехклеточную охлаждающую башню.

Топливный цикл для HFIR обычно состоит из операции с полной мощностью при 85 МВт в течение 21-23 дней (в зависимости от эксперимента и радиоизотопной нагрузки в реакторе), а затем отключение в конце цикла для заправки. Такие перебои в заправке варьируются по мере необходимости, чтобы разрешить замену управляющих пластин, калибровки, техническое обслуживание и проверки. Вставка и удаление эксперимента могут быть сделаны во время любого отключения в конце цикла. Прерывание топливного цикла для экспериментальной установки или удаления сильно обескуражено, чтобы избежать воздействия на другие эксперименты и рассеяние нейтронов.

Горизонтальные лучевые трубки

Реактор имеет четыре горизонтальных пучка, которые поставляют нейтроны для инструментов, используемых центром для рассеяния нейтронов.

HB-1 и HB-3

Конструкции тепловой тепловой пучки HB-1 и HB-3 идентичны, за исключением длины. Оба расположены тангенциальные к сердечнику реактора, так что трубки указывают на материал отражателя и не указывают непосредственно на топливо. Внутренний коллиматор установлен на внешней стороне. Этот коллиматор изготовлен из углеродистой стали и покрыта никелем. Коллиматор обеспечивает прямоугольную апертуру 2,75 на 5,5 дюйма (70 на 140 мм).

Роторный затвор расположен на подвеске каждой из этих лучей. Затвор изготовлен с использованием углеродистой стали и бетона высокой плотности. Цель затвора состоит в том, чтобы обеспечить экранирование, когда нейтронный луч не требуется. Бетонные блоки высокой плотности расположены вокруг затвора, чтобы предотвратить потоковую передачу.

HB-2

Терма HB-2 тепловой нейтронной пучки расположена радиально относительно сердечника реактора, направленной непосредственно на топливо. Две бериллиевые вставки установлены в сферическом кончике лучевой трубки, чтобы максимизировать поток теплового нейтрона в рамках критического угла принятия оборудования экспериментального рассеяния нейтронов. Половая полость лучевой трубки на подвесной сосуде реактора имеет прямоугольное поперечное сечение, которое сходится вертикально и расходится горизонтально, так что апертура у подвесного окна представляет собой прямоугольник, номинально высотой 6-дюймовый, шириной 10 дюймов.

Узел коллиматора из углеродной стали расположена в борту окна лучевой трубки. Эта сборка коллиматора обеспечивает дальнейшее коллимацию нейтронного луча и располагает быстротетровый фильтр для увеличения отношения сигнал / шум на инструментах рассеяния нейтронов. Роторный затвор расположен в стороне от узелки наружного коллиматора.

HB-4

Трубка луча HB-4 холодного нейтрона расположена тангенциальная к сердечнику реактора, так что трубка указывает на материал отражателя и не указывает непосредственно на топливо. Вакуумная трубка вписывается в сечение в суксельной части пучкой HB-4 вплоть до сферического конца. Вакуумная трубка содержит и изолирует сосуд модератора водорода и связанную с ним трубку. Сосуд модератора содержит суперкритический водород при 17 К (номинальный). Тепловые нейтроны, разбросанные в сосуд модератора от отражателя, разбросаны и охлаждаются водородом, так что 4-12 Å нейтроны, разбросанные по трубе, максимизировались.

Внутренний коллиматор устанавливается в внешнем конце трубки HB-4. Коллиматор обеспечивает три прямоугольные отверстия. Внешние размеры диафрагмы составляют 1,61 на 4,33 дюйма (41 на 110 мм); 2,17 на 3,65 дюйма (55 на 93 мм); и 1,78 на 4,33 дюйма (45 на 110 мм). Подвесная подвесная сборка коллиматора является вращающимся затвором. Затвора имеют положения для маршрутизации криогенной линии переноса водорода, газообразного гелия и вакуумных трубопроводов, необходимых для поддержки холодного источника.

Встроенные экспериментальные объекты

Позиции ловушки потока

Гидравлическая трубка

Гидравлическая трубка обеспечивает способность облучать материалы для продолжительности, меньше, чем стандартный ~ 23-дневный топливный цикл HFIR, который идеально подходит для производства коротких медицинских изотопов с полураспадами, которые требуют поиска по требованию. Система состоит из необходимых трубопроводов, клапанов и инструментов для перевозки набора 2 + 1 ~ 2 -нт (64 мм) длиной алюминиевые капсулы (называемые кроликами) между станцией загрузки капсулы и ловушкой потока в сердечнике реактора. Станция погрузки капсулы находится в бассейне хранения, прилегающей к бассейну сосудов реактора. Полная нагрузка на объект состоит из девяти вертикально сложенных капсул.

Обычно тепловой поток от нейтронного и гамма-отопления на поверхности капсулы ограничен 74 000 БТУ/H-FT ² (2.3×10 ⁵ W/m ²) Кроме того, содержание нейтронного яда на нагрузке на объекте ограничено таким образом, что реактор не может быть охвачен значительным изменением реактивности при введении и удалении образцов.

Целевые позиции

Тридцать один целевой позиции представлены в ловушке потока. Эти позиции были первоначально разработаны для того, чтобы быть заняты целевыми стержнями, используемыми для производства элементов трансплатония; Однако другие эксперименты могут быть облучены в любой из этих позиций. Подобная конфигурация целевой капсулы может использоваться во многих приложениях. Третий тип цели предназначен для размещения до девяти 2-дюймовых изотопов или капсул облучения материалов, похожих на капсулы кроличьего объекта. Использование такого типа капсулы облучения упрощает изготовление, доставку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств для экспериментатора.

Капсулы целевого облучения каждого типа должны быть спроектированы так, чтобы их можно было адекватно охлаждаться с помощью потока охлаждающей жидкости, доступного за пределами кожуха с целевым кодом. Чрезмерные нагрузки на нейтрон в экспериментах в целевых положениях не поощряются из -за их неблагоприятного воздействия как на скорости производства трансплатонических изотопов, так и на длину топливного цикла. Такие эксперименты требуют тщательной координации, чтобы обеспечить минимальное воздействие на соседние эксперименты, длину топливного цикла и яркость пучка нейтрона.

Положения периферических целей

Шесть периферических целевых положений (PTP) представлены для экспериментов на внешнем радиальном крае ловушки потока. Флюсы быстро-нейтрона в этих положениях являются самыми высокими, доступными для экспериментов в реакторе, хотя в этом месте существует крутой радиальный градиент в потоке термического нейтрона. Как и целевые позиции, доступен тип капсулы PTP, в которой размещаются до девяти 2-дюймовых (51 мм) изотопных или капсул облучения материалов, которые похожи на капсулы помещения кролика. Использование такого типа капсулы облучения упрощает изготовление, доставку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств для экспериментатора.

Капсулы облучения PTP каждого типа должны быть спроектированы так, чтобы их можно было адекватно охлаждаться с помощью доступного потока охлаждающей жидкости. Типичные эксперименты содержат нейтронную ядовитую нагрузку, эквивалентную тем, которая связана с 200 граммами (7,1 унции) алюминия и 35 граммов (1,2 унции) нержавеющей стали, распределенной по 20-дюймовой (510 мм) длине.

Бериллий -отражатели

Восемь позиций облучения большого диаметра расположены в съемном бериллевом (RB) вблизи контрольной области. Эти объекты обозначены как RB -1A и -1B, RB -3A и -3B, RB -5A и -5B и RB -7A и -7B. Обычно они называются позициями RB*. Вертикальная центральная линия этих объектов составляет 10,75 дюйма (27,31 см) от вертикальной центральной линии реактора, и они выровнены постоянным алюминиевым лайнером, имеющим внутренний диаметр 1,811 дюйма (4,6 см). Эти объекты предназначены как для инструментальных, так и для не введенных на нет экспериментов. Инструментальная конструкция капсулы также может использовать зачистку или охлаждающие газы по мере необходимости. Приборы и пробирки доступа приспосабливаются к проникновению во фланце верхнего кожуха и посредством особых проникновений в люк сосуда давления. Когда они не используются, эти средства содержат бериллий или алюминиевые пробки. Из -за их непосредственной близости к топливу эксперименты RB* тщательно рассмотрены в отношении их содержания нейтронов, что ограничено из -за его влияния на распределение мощности топливных элементов и длину топливного цикла. Эти позиции могут вместить (то есть экранированные) эксперименты, что делает их хорошо подходящими для облучения слияниями.

Использование для объектов RB* включало производство радиоизотопов; Высокотемпературные газо-охлаждаемые реакторные облучения; и облучение кандидатских материалов слияния реактора. Последний тип эксперимента требует быстрого потока нейтронов. Значительный быстрый поток присутствует в дополнение к тепловому потоку. Для этого применения капсулы помещаются в лайнер, содержащий термический нейтронный яд для спектрального талора.

В РБ вблизи контрольной области находятся четыре положения облучения маленького диаметра. Эти объекты обозначены RB-2, RB-4, RB-6 и RB-8. Вертикальная центральная линия этих объектов составляет 10,37 дюйма (26,35 см) от вертикальной центральной линии реактора и имеет внутренний диаметр 0,5 дюйма (1,27 см). Небольшие позиции RB не имеют алюминиевого лайнера, как объекты RB*. Когда они не используются, эти позиции содержат бериллиевые пробки. Эти объекты были в основном использованы для производства радиоизотопов.

Управляющий обратный доступ к обращению

В полупостоянном отражателе восемь 0,5 дюймов. (1,27 см) Положения облучения диаметром. Полупроницаемый отражатель состоит из восьми отдельных кусочков бериллия, четыре из которых называются пробками для управления. Каждая заглушка доступа к управлению содержит два облучения без неопределенного облучения, обозначенные CR-1 через CR-8. Каждое из этих объектов размещает экспериментальную капсулу, аналогичную тем, которые используются в небольших съемных видах бериллия. Вертикальные центральные линии всех объектов облучения доступа к управлению, расположенных в 12,68 дюйма (32,2 см) от вертикальной центральной линии реактора. В этих объектах могут быть облучены только не впитываемые эксперименты. Когда они не используются, эти объекты содержат бериллиевые пробки. Падение давления на 10 фунтов на квадратный дюйм (6,89 × 10 ⁴ PA) при полном системном потоке доступен для обеспечения первичной системы охлаждающей жидкости для экспериментов с охлаждением.

Вертикальные экспериментальные учреждения

Шестнадцать позиций облучения в постоянном отражателе называются небольшими вертикальными экспериментальными объектами (VXF). Каждое из этих объектов имеет постоянный алюминиевый лайнер с внутренним диаметром 1,584 дюйма (4,02 см). Услуги расположены концентрическими с сердечником на двух кругах радиусов 15,43 дюйма (39,2 см) и 17,36 дюйма (44,1 см) соответственно. Те, кто находится на внутреннем круге (всего 11), называются внутренними маленькими VXF. Те, кто находится на внешнем круге (всего пять), называются внешними маленькими VXF. Обычно в этих учреждениях облучаются не взилкиваемые эксперименты. VXF-7 посвящен одному из пневматических средств облучения, которая поддерживает лабораторию анализа активации нейтронов и недоступна для другого использования. Падение давления на ~ 100 фунтов на квадратный дюйм (6,89 × 10 ⁵ PA) При полном системном потоке доступен для обеспечения первичной системы охлаждающей жидкости для экспериментов с охлаждением. Когда они не используются, эти объекты могут содержать бериллий или алюминиевую пробку или отверстие для регулирования потока и без заглушки.

Крупные нагрузки на нейтрон на этих объектах не имеют особого беспокойства о возмущениях распределения мощности топливных элементов или влияния на длину топливного цикла из -за их расстояния от сердечника; Тем не менее, эксперименты тщательно рассмотрены в отношении их содержания нейтронного яда, которое ограничено, чтобы минимизировать их влияние на соседние пробирки для рассеяния нейтронов.

Шесть позиций облучения в постоянном отражателе называются большими вертикальными экспериментальными объектами. Эти объекты схожи во всех отношениях (в зависимости от характеристик и возможностей) с небольшими вертикальными экспериментальными объектами, описанными в предыдущем разделе, за исключением местоположения и размера. Алюминиевые лайнеры в крупных VXF имеют внутренний диаметр 2,834 дюйма (7,20 см), а объекты расположены концентрическими с ядром на кругу радиуса 18,23 дюйма (46,3 см). Когда они не используются, эти средства содержат бериллий или алюминиевые пробки. Крупные нагрузки на нейтрон на этих объектах не имеют особого беспокойства о возмущениях распределения мощности топливных элементов или влияния на длину топливного цикла из -за их расстояния от сердечника.

Наклонная инженерия

Было сделано положение о установке до двух инженерных средств для предоставления дополнительных должностей для экспериментов. Эти объекты состоят из 4-дюймовых. (10,16 см) -од трубки, которые наклонены вверх на 49 ° от горизонтали. Внутренние концы трубок заканчиваются на внешней периферии бериллия. Верхние концы трубок заканчиваются на внешней поверхности стены бассейна в экспериментальной комнате на одном этаже над главной комнатой для луча. В одном из инженерных объектов находится пневматическая трубка PT-2, которая была установлена в 1986 году.

Гамма -облучение

Обзор

HFIR Установка гамма -облучения является экспериментальным объектом в HFIR, предназначенном для облучения материалов с гамма -излучением из элементов отработанного топлива на погрузочной станции HFIR в чистом бассейне. Камера из гамма -облучения представляет собой камеру из нержавеющей стали, изготовленную из трубки толщины стенки 0,065, чтобы максимизировать внутренние размеры камеры, чтобы разместить как можно больше образцов и все еще поместиться в кадмиевой стойке положения станции отработавшего топлива. Внутренняя камера о 3 + 1 ~ 4 -дюймовый (83 мм) внутренний диаметр и будет размещать образцы длиной до 25 дюймов (640 мм).

Есть две конфигурации для сборки камеры; Единственная разница - это вилки. Неструментированная конфигурация имеет верхнюю пробку, которая используется для установки образцов, и для поддержки инертных газовых линий и поддерживать обтягиваемую среду во время подвода. Инструментальная конфигурация имеет расширение камеры над камерой и «пупок», позволяющая обеспечить инертные газовые линии, электрические кабели и кабели приборов для инструментального эксперимента для подключения к управлению нагревателями и оборудованием для тестирования приборов в экспериментальной комнате.

Панель управления инертным газом в экспериментальной комнате необходима для обеспечения инертного потока газа и снятия давления в камеру. Давление инертного газа поддерживается на уровне ~ 15 фунтов на квадратный дюйм, чтобы гарантировать, что любая утечка из камеры будет от камеры в бассейн, а не воду при утечке.

Образцы в камере могут быть поддержаны от нижней части камеры или из заглушки (только в независимой конфигурации).

Доза радиации и накопленные дозы

Характеристика внутренней поверхности камеры была сделана, и показатели гамма -дозы в этом месте были подтверждены. Можно предоставить скорости дозы гамма до 1,8E+08. Выбор соответствующего отработанного элемента топлива может обеспечить практически любую необходимую скорость дозы. Из -за вторичных реакций в материалах образца и держателя в камере они создали нейтронические модели для оценки фактических скоростей дозы для образцов в разных держателях и в разных местах в камере. Пиковая доза находится вблизи вертикального центра камеры и на горизонтальной центральной линии камеры. Существует почти симметричное распределение скорости дозы сверху до нижней части камеры. Персонал HFIR доступен, чтобы помочь в разработке держателей образцов пользователем для достижения необходимых накопленных доз и скоростей дозы. Температура образцов от требуемой скорости дозы может быть оценена.

Температура

Недавние облучения показали, что температура от гамма -отопления может быть очень высокой, более 500 ° F (260 ° C) в свежих отработанных элементах топлива. Расположение образцов вблизи стенки камеры или конструкции держателя для переноса тепла в стенку камеры может использоваться для снижения температуры образца. Выбор более разлагаемого отработанного топливного элемента с более низкой скоростью дозы может потребоваться, если ограничения температуры являются проблемой.

Минимальные температуры составляют около 100 ° F (38 ° C) (температура воды в чистом бассейне). Использование электрических нагревательных элементов и/или затопления инертного газа (аргона или гелия) позволяет контролировать температуру выше 100 ° F (38 ° C).

Анализ активации нейтронов

Анализ активации нейтронов (NAA) - это мощный аналитический метод, используемый для исследования элементного состава широкого спектра материалов. NAA очень чувствителен и точна и обычно выполняется неэтруктивно. Образцы бомбардируются нейтронами, а выбросы от полученных радиоизотопов анализируются для определения как их числа, так и идентичности. Несколько университетских, правительственных и промышленных лабораторий, как бытовых, так и за рубежом, используют NAA для изучения судебных доказательств, лунных и метеоритных материалов, передовых материалов и материалов с высокой чистотой. NAA свободен от классических эффектов «матрицы» и способен к очень точным измерениям с ограничениями обнаружения, обычно в фракциях PPM.

NAA на основе реактора была впервые выполнена на графитовом реакторе X-10 . Установка PT-1 было установлено в HFIR в 1970 году и было обновлено в 1987 году, когда был добавлен объект PT-2. Оба объекта заканчиваются в постоянной части бериллиевого отражателя реактора и облегчают перенос образцов в реактор и обратно. PT-1 имеет самый высокий поток тепловых нейтронов в западном мире и предлагает множество преимуществ в чувствительности для определения ультралерого уровня и для ограниченного производства изотопов. Установка PT-2 предлагает высоко термулизованный поток в сочетании с отсроченным подсчетом нейтронов, что дает возможность измерять очень низкие количества расщепляющих материалов за считанные минуты.

Ядерное нераспространение

Задержка анализа нейтронов может использоваться для точного скрининга различных материалов для расщепляемого содержания. Определение требует всего шесть минут и имеет ограничение обнаружения 15 пикограмм. Образцы мазков, растительности, почвы, скалы, пластмасс, дерева, металла и песка одинаково поддаются анализу задержки нейтронов. Этот инструмент облегчает усилия Международного агентства по атомной энергии ( МАГАТЭ ) по установлению обширного мониторинга площади и позволяет отдельным инспекторам получить большое количество образцов в надежде найти необходимые доказательства. Скринируя эти образцы, очень высокие затраты на деструктивный анализ необходимы только для образцов, которые считаются интересными. Задержанный анализ нейтронов становится все более полезным для этих исследований.

Недавнее приложение включает облучение программируемых устройств памяти, которые были покрыты небольшим количеством расщепляемого изотопа. Появления от облучения могут быть пространственно отслеживать путем сравнения значений в памяти с теми, которые первоначально присваиваются памяти; Области различий связаны с повреждением, вызванными событиями деления. Эта работа может помочь усилиям по анализу микроскопических частиц, которые могут содержать доказательства не выявленной ядерной активности путем поиска таких частиц.

Относящийся к окружающей среде

NAA хорошо подходит для определения около двух третей известных элементов в геологических и биологических материалах. NAA облегчил несколько проектов, которые в противном случае были бы очень сложными или невозможными. Загрязнение ртутью в районе Дубового хребта, базовые уровни почвы для многих элементов и соотношение изотопа урана в почвах и растительности в районе дубового хребта были достигнуты в среднем и крупном масштабе. Химия и история Луны были выяснены NAA, и было изучено много разных метеоритов. Следы были определены в костях и тканях животных для усилий по пониманию эффектов загрязнения среды обитания. Судьба динозавров была исследована путем анализа иридия в окаменечной кости, датированной почти во времени, до известных основных метеоритовых воздействий. В последнее время были изучены стратегии биоремедиации, и у коренных растений и животных были определены скорости поглощения тяжелых элементов.

Судебная экспертиза

С момента своего основания NAA является инструментом для расследований судебно -медицинских изделий. Ведущий и куртка пули, краска, латунь, пластик, волосы и многие другие материалы часто представляют интерес для уголовного расследования. В Ornl расследования с участием президентов Кеннеди и Тейлора были проведены , а также расследования убийств.

Производство изотопов

Небольшое количество различных изотопов было синтезировано на объекте PT-1 на протяжении многих лет. Трасеры для исследований на животных, радиоактивно -меченных фармацевтических препаратов, источников лечения рака и источников в поддержку исследований материалов были подготовлены дешево. PT-1 представляет собой самый быстрый доступ к реактору и часто является самой низкой стоимостью для производства изотопов с низкой квадратичкой. Недавно источники гамма денситометрии сделаны из ¹⁶⁹YB были подготовлены и могут быть подготовлены по требованию в обозримом будущем.

Ультра-трассе метрология

Многие элементы могут быть легко и точно измерены на уровне частей за триллион с использованием NAA. Ornl помог частным корпорациям с прикладными исследованиями в свойствах волоконно -оптических материалов и их взаимосвязи с концентрацией отслеживания элемента и обнаружил, что частота поломки зависит от концентрации определенных элементов. Алмазные и алмазные пленки были проанализированы на ультрамирированные примеси, и определения Орнла были первыми, которые сообщались на массовом синтетическом бриллианте. ORNL также определил уран и торий в органическом сцинтилляторе на уровне 1E-15 G/G. Сцинтиллятор должен использоваться в проекте обнаружения нейтрино в Японии, который требует материала как можно более естественной радиоактивности.

Материалы облучение

Комбинированное влияние нейтронного и гамма -радиации на материалы представляют интерес для изучения передовых материалов, исследований энергетики Fusion , а также для производства закаленных компонентов и систем. Недавним примером является исследование отклика дозы дихроичных зеркальных керамических материалов для программы исследования энергии Fusion. Объекты PT-1 и PT-2 хорошо подходят для заполнения ниши между очень высокими потоками в области мишени HFIR и гораздо более низкими в лучевых трубках.

Ссылки

^ Данные предполагают мировой рекорд в Реакторе Ок -Ридж , Фрэнк Мангер, Ноксвилл Новости Стражи , 26 ноября 2007 г.
^ Раш, Джон Дж. (2015). «Развитие нейтронов США за последние полвека: предостерегающая история» . Физика в перспективе . 17 (2): 135–155. Bibcode : 2015php .... 17..135r . doi : 10.1007/s00016-015-0158-8 .
^ «Технические параметры HFIR» . Национальная лаборатория Оук -Риджа. Архивировано из оригинала на 2009-08-13.
^ N. Xoubi и RT Primm III (2004). «Моделирование цикла 400 изотопных реакторов высокого потока» (PDF) . Технический отчет Oak Ridge Ornl/TM-2004/251 : 22. Архивировано из оригинала (PDF) 2010-01-14.

Внешние ссылки

СМИ, связанные с реактором с высоким потоком изотопа в Wikimedia Commons
Брайан, Крис (октябрь 2011 г.). «Изотопный реактор с высоким потоком» . Ок -Ридж Национальные лабораторные исследования Отдел реакторов . Министерство энергетики США . Получено 26 октября 2011 года .
«Вид воздуха на сайте HFIR» . Карты Google. 2006 . Получено 20 апреля 2006 года .
«Объект HFIR в Национальной лаборатории Ок -Ридж» . Национальная лаборатория Оук -Риджа. 2007. Архивировано из оригинала 29 июня 2007 года . Получено 23 июня 2007 года .

35 ° 55′05 ″ N 84 ° 18′14 ″ W / 35,9181 ° N 84,3040 ° W / 35,9181; -84.3040

[1] Данные предполагают мировой рекорд в Реакторе Ок -Ридж , Фрэнк Мангер, Ноксвилл Новости Стражи , 26 ноября 2007 г.

[2] Раш, Джон Дж. (2015). «Развитие нейтронов США за последние полвека: предостерегающая история» . Физика в перспективе . 17 (2): 135–155. Bibcode : 2015php .... 17..135r . doi : 10.1007/s00016-015-0158-8 .

[TechParams-3] «Технические параметры HFIR» . Национальная лаборатория Оук -Риджа. Архивировано из оригинала на 2009-08-13.

[4] N. Xoubi и RT Primm III (2004). «Моделирование цикла 400 изотопных реакторов высокого потока» (PDF) . Технический отчет Oak Ridge Ornl/TM-2004/251 : 22. Архивировано из оригинала (PDF) 2010-01-14.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]