Эксперимент с авиационным реактором ( ARE ) был экспериментальным ядерным реактором, разработанным для проверки возможности создания жидкотопливных, высокотемпературных, высокоплотных реакторов для приведения в движение сверхзвуковых самолетов . Он работал с 8 по 12 ноября 1954 года в Окриджской национальной лаборатории (ORNL) с максимальной поддерживаемой мощностью 2,5 мегаватт (МВт) и вырабатывал 96 МВт-часов энергии. [1]
ARE был первым реактором, использовавшим циркулирующее расплавленное солевое топливо. Сотни инженеров и ученых, работавших над ARE, предоставили технические данные, объекты, оборудование и опыт, которые позволили более широко развивать реакторы на расплавленных солях , а также реакторы с жидкометаллическим охлаждением .
Концепция атомного самолета была впервые официально изучена в мае 1946 года Военно-воздушными силами США . [2] Была выдвинута гипотеза, что уникальные характеристики ядерной энергии могут быть применены к сверхзвуковому полету на большие расстояния, что считалось весьма ценным с точки зрения военной стратегии. Проблемы в предложении были поняты сразу, и к 1950 году Комиссия по атомной энергии объединилась с Военно-воздушными силами для изучения возможностей посредством разработки технологий в программе авиационного ядерного двигателя (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 поддержки цели полета на ядерной энергии, можно наиболее экономично получить, построив и эксплуатируя ARE. Они посчитали задачу полета сверхзвукового самолета на ядерной энергии чрезвычайно сложной и посчитали, что может потребоваться более одного экспериментального реактора, прежде чем будет получено достаточно информации для проектирования и строительства реактора для полета.
Первоначально ARE был задуман как твердотопливный реактор с жидкостным натриевым охлаждением и замедлителем на основе оксида бериллия (BeO). Блоки замедлителя BeO были приобретены с учетом твердотопливной конструкции. Однако опасения относительно 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. Жидкотопливный вариант с расплавленной фторидной солью был включен в первоначальную конструкцию. [3]
ARE был разработан как прототип 350-мегаваттного авиационного реактора с циркулирующим топливом, замедлителем на BeO. Он использовал топливо, состоящее из 53,09 мольных % NaF, 40,73 мольных % ZrF 4 и 6,18 мольных % UF 4 . [1] Реактор представлял собой цилиндр BeO с изогнутыми трубками, направляющими текущее топливо через активную зону в обоих направлениях. Он был окружен оболочкой из инконеля . [4] : 44 Срок службы ARE был рассчитан на 1000 часов, с максимально возможным временем на полной мощности 3 МВт. Расчетная температура топлива составляла 1500 °F (820 °C) с повышением температуры на 350 °F (180 °C) по всей активной зоне, хотя пиковая температура достигала 1580 °F (860 °C) в устойчивом режиме работы и достигала пика в 1620 °F (882 °C) в переходных режимах. 46 галлонов США (170 л) топлива протекало через реактор в минуту при давлении в активной зоне около 40 фунтов на квадратный дюйм (2,8 бар). Натрий прокачивался через реактор со скоростью 150 галлонов США (570 л) в минуту при давлении около 50 фунтов на квадратный дюйм (3,4 бар). [1]
Топливная соль передавала тепло в гелиевый контур, который затем передавал тепло воде. Кроме того, блоки отражателя и замедлителя охлаждались с помощью жидкого металлического натриевого контура охлаждения, который также передавал тепло гелию, а затем воде. Реактор содержал один источник нейтронов (15 кюри полония-бериллия), один регулирующий стержень и три охлаждаемых гелием стержня-прокладки из карбида бора . Эксперимент был оснащен двумя камерами деления, двумя компенсированными ионизационными камерами и 800 термопарами .
Система управления ARE может автоматически останавливать реактор в зависимости от высокого потока нейтронов , периода быстрого реактора , высокой температуры топлива на выходе реактора, низкой температуры топлива в теплообменнике, низкого расхода топлива и потери внешнего электроснабжения.
Камера теплообменника занимала значительно больше места, чем камеры реактора и сбросного бака. Амбициозные цели и военное значение ANP стали катализатором значительного количества исследований и разработок сложных систем в сложных условиях высоких температур и высокой радиации .
Исследования коррозии и обработки горячего натрия начались в 1950 году. Исследования проблем проектирования и изготовления, связанных с обработкой расплавленных фторидных солей, начались в 1951 году и продолжались до 1954 года. Испытательные контуры с естественной конвекцией коррозии использовались для снижения выбора подходящих комбинаций материалов и топлива. Последующие исследования в испытательных контурах с принудительной циркуляцией установили средства для минимизации коррозии и массопереноса . Разработка насосов, теплообменников , клапанов , приборов давления и холодных ловушек продолжалась с конца 1951 года по лето 1954 года. Большая часть работы основывалась на обширном опыте работы с более низкими температурами в Аргоннской национальной лаборатории и Лаборатории атомной энергетики Кноллса . Необходимо было разработать методы, касающиеся конструкции, предварительного нагрева, приборов и изоляции надежных герметичных высокотемпературных контуров из инконеля . Они обнаружили, что необходима цельносварная конструкция.
В целом, разработка оборудования для обеспечения герметичной работы при высоких температурах длилась около четырех лет. [5] Сводный отчет ARE Hazards Summary Report [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 для имитации топлива. Были измерены критическая масса, ценность регулирующего стержня, ценность стержня безопасности, распределение нейтронного потока и коэффициенты реактивности самых разных материалов. [7] Строительство здания испытательного стенда началось в июле 1951 года. [4] : 125
ARE был успешно запущен. Он стал критическим при массе 32,8 фунта (14,9 кг) урана-235 . Он был очень стабилен из-за сильного отрицательного температурного коэффициента топлива (измеренного при -9,8e-5 dk/k/°F).
Сборка была впервые достаточно собрана 1 августа 1954 года, после чего началась трехсменная работа для испытаний. Горячий металлический натрий пропускался через систему, начиная с 26 сентября, для проверки технологического оборудования и приборов. Проблемы с натриевым вентилем и системами очистки натрия потребовали длительного ремонта. После нескольких сбросов и перезарядок натрия 25 октября в систему была введена соль-носитель. Топливо было впервые добавлено в реактор 30 октября. Первоначальная критичность была достигнута в 15:45 3 ноября после кропотливого и тщательного процесса добавления обогащенного топлива . Большая часть четырех дней ушла на удаление заглушек и устранение утечек в линии обогащения. Периодически отбирались серии образцов топлива. В частности, они показали увеличение содержания хрома со скоростью 50 ppm/день, что указывает на быструю коррозию топливных труб.
В ARE был проведен ряд экспериментов, подтверждающих его миссию. [1]
В 16:19 8 ноября во время подъема на высокую мощность реактор был остановлен после измерения высокой радиоактивности в воздухе в подвале. Оказалось, что газовая арматура главного топливного насоса пропускала газы и пары продуктов деления в ямы, а ямы протекали в подвал через дефектные уплотнения в некоторых электрических распределительных панелях. 2-дюймовый (5 см) трубопровод был проложен от ямы на 1000 футов (300 м) к югу в необитаемую долину. Для доведения ямы до давления ниже атмосферного для оставшейся части эксперимента использовались переносные компрессоры и струя. Защитные радиационные детекторы останавливали реактор несколько раз во время перезапуска и были отведены подальше от реактора. В конце концов реактор снова запустился и достиг высокой мощности.
12 ноября работа реактора была продемонстрирована военно-воздушным силам и персоналу ANP, которые собрались в ORNL на ежеквартальное информационное совещание. Отслеживание нагрузки было продемонстрировано путем включения и выключения нагнетателей. После достижения всех оперативных целей было принято решение о прекращении работы. Полковник Клайд Д. Гассер в это время находился в лаборатории и был приглашен для церемонии прекращения эксперимента. В 8:04 вечера он в последний раз заглушил реактор. Было опубликовано много информации о работе реактора, включая подробные экспериментальные журналы, трассы питания и 33 извлеченных урока. [1]
Между остановкой и сливом топлива обслуживающий персонал должен был носить противогазы из-за высокого уровня радиоактивности в воздухе, вызванного утечкой отходящего газа, которую не удалось локализовать. [8] 13 ноября топливо было перемещено в топливный резервуар. Соль-носитель под давлением промыла трубы и разбавила сливной резервуар. Промывочная соль была нагрета до 100 °F (38 °C) выше температуры системы и прокачана через топливные каналы. Операторы наблюдали за термопарами, чтобы убедиться, что промывочная соль течет во все каналы.
Два плоских свинцовых экрана размером 6 футов (1,8 м) на 4 фута (1,2 м) и толщиной 2 дюйма (5,1 см) были подвешены в ячейке теплообменника для защиты персонала, выводящего из эксплуатации, от излучения топливных систем. Сначала были перерезаны водопроводные линии. Затем ножовкой по металлу были перерезаны натриевые линии и немедленно заклеены несколькими слоями липкой ленты. Натриевый насос был очищен, а рабочее колесо было снято для осмотра. Когда натриевый насос и теплообменник были сняты, радиационное поле в помещении увеличилось до 600 мбэр /час. Оборудование экранировало область от излучения топливной системы.
Топливная система была тщательно разобрана, начиная с февраля 1955 года. Главный топливный насосный резервуар исследовался при 900 мбэр/ч на высоте 5 футов (2 м). Для резки топливных линий вблизи корпуса реактора была построена переносная шлифовальная машина, которой можно было управлять из свинцового ящика. После освобождения реактор был перемещен на хранение, а затем на могильник. Топливо в сливном баке планировалось переработать. Было взято около 60 образцов оборудования и материалов для детального анализа и обследования. Были проведены металлографические, активационные , визуальные, стереофотографические испытания и испытания на герметичность.
После завершения работы ARE проект ANP перешел к планам по созданию более крупного эксперимента — испытательного авиационного реактора мощностью 60 МВт (ART). [9] ART должен был представлять собой активную зону с топливом NaF-ZrF 4 -UF 4 , замедлителем Be, отражателем Be, металлическим натрием в качестве охладителя отражателя и NaK в качестве вторичного охладителя, с защитой из свинца и борированной воды.
Здание 7503 в ORNL было значительно перерыто в рамках проекта расширения, включая новые глубокие раскопки для размещения ART, но программа была отменена до проведения нового эксперимента. [10] Позднее здание и сооружения стали местом проведения эксперимента с расплавленно-солевым реактором .