Изотопный реактор с высоким потоком ( HFIR ) — ядерный исследовательский реактор в Национальной лаборатории Ок-Ридж (ORNL) в Ок-Ридже, штат Теннесси , США. Работая на мощности 85 МВт, HFIR является одним из реакторных источников нейтронов с самым высоким потоком для исследований в области физики конденсированного состояния в Соединенных Штатах, а также имеет один из самых высоких установившихся потоков нейтронов среди всех исследовательских реакторов в мире. Тепловые и холодные нейтроны, производимые 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 исследования рассеяния нейтронов фундаментальных свойств конденсированного вещества. Ежегодно у HFIR около 600 пользователей, занимающихся как рассеянием, так и исследованиями в активной зоне.
Исследовательский центр рассеяния нейтронов в HFIR содержит коллекцию приборов мирового уровня, используемых для фундаментальных и прикладных исследований структуры и динамики материи. Реактор также используется для производства медицинских, промышленных и исследовательских изотопов; исследования серьезного нейтронного повреждения материалов; и нейтронная активация для изучения микроэлементов в окружающей среде. Кроме того, в здании находится установка гамма-облучения, в которой используются отработавшие тепловыделяющие сборки и которая способна проводить эксперименты с высокими дозами гамма-излучения.
При прогнозируемой регулярной эксплуатации следующая крупная остановка для замены бериллиевого отражателя потребуется не раньше 2023 года. Это отключение дает возможность установить источник холода в радиальной лучевой трубке HB-2, который даст беспрецедентный поток холодных нейтронов, питающих инструменты в новом гид-зале. С этой дополнительной возможностью или без нее, по прогнозам, HFIR продолжит работать до 2040 года и далее.
В ноябре 2007 года официальные лица ORNL объявили, что времяпролетные испытания недавно установленного источника холода (который использует жидкий гелий и водород для замедления движения нейтронов) показали лучшие характеристики, чем прогнозировалось проектом, что соответствует или превосходит предыдущий мировой рекорд, установленный исследовательский реактор в Институте Лауэ-Ланжевена в Гренобле, Франция . [1]
Источник: [2]
В январе 1958 года Комиссия по атомной энергии США (AEC) рассмотрела состояние производства трансурановых изотопов в Соединенных Штатах. К ноябрю того же года комиссия решила построить высокопоточный изотопный реактор (HFIR) в Национальной лаборатории Ок-Ридж с фундаментальным упором на изотопные исследования и производство. С тех пор, как в 1965 году он впервые стал критическим, использование HFIR в активной зоне расширилось и теперь включает исследования материалов, топлива и термоядерные исследования, а также производство изотопов и исследования в медицинских, ядерных, детекторных целях и целях безопасности.
Программа испытаний малой мощности была завершена в январе 1966 года, и начались рабочие циклы мощностью 20, 50, 75, 90 и 100 МВт. С момента достижения проектной мощности в 100 МВт в сентябре 1966 года, то есть чуть более пяти лет с начала строительства, и до временной остановки в конце 1986 года, HFIR достиг рекордного времени работы, непревзойденного ни одним другим реактором в мире. Соединенные Штаты. К декабрю 1973 года он завершил свой 100-й топливный цикл, каждый из которых длился примерно 23 дня.
В ноябре 1986 года испытания образцов для наблюдения за облучением показали, что корпус реактора охрупчивался под действием нейтронного облучения со скоростью, превышающей прогнозируемую. HFIR был закрыт, чтобы обеспечить возможность тщательного осмотра и оценки объекта. Два года и пять месяцев спустя, после тщательной переоценки, модификаций, направленных на продление срока службы станции при одновременной защите целостности корпуса под давлением, а также модернизации методов управления, реактор был перезапущен на мощности 85 МВт. Одновременно с физическими и процедурными улучшениями были возобновлены мероприятия по обучению, анализу безопасности и обеспечению качества. Документы обновлялись, а при необходимости создавались новые. Технические спецификации были исправлены и переформатированы, чтобы соответствовать изменениям в конструкции, принятым Министерством энергетики США (DOE), ранее AEC. Для сохранения целостности корпуса при сохранении теплового запаса не только были снижены давление теплоносителя первого контура и мощность активной зоны, но и были приняты долгосрочные обязательства по технологической и процедурной модернизации.
После тщательного анализа многих аспектов работы HFIR 18 апреля 1989 года реактор был перезапущен для топливного цикла 288, чтобы первоначально работать на очень низких уровнях мощности (8,5 МВт), пока все эксплуатационные бригады не будут полностью обучены и не станет возможно работать. постоянно на более высокой мощности. После перезапуска в апреле 1989 года произошла дальнейшая остановка на девять месяцев из-за вопроса о процедурной адекватности. За это время надзор за HFIR был передан Управлению ядерной энергии (NE) Министерства энергетики США; ранее надзор осуществлялся через Управление энергетических исследований (ER). После разрешения министра энергетики Джеймса Д. Уоткинса возобновить запуск в январе 1990 года, полная мощность была достигнута 18 мая 1990 года. Были созданы текущие программы процедурной и технологической модернизации HFIR в течение срока его эксплуатации.
В 2007 году HFIR завершил самую драматическую трансформацию за свою 40-летнюю историю. Во время простоя, длившегося более года, установка была отремонтирована и установлен ряд новых приборов, а также источник холодных нейтронов. Реактор был перезапущен в середине мая того же года; На полную мощность в 85 МВт он вышел за пару дней, а эксперименты возобновились через неделю. Улучшения и модернизации включают капитальный ремонт конструкции реактора для обеспечения надежной и устойчивой работы; существенная модернизация восьми спектрометров тепловых нейтронов в лучевом зале; новые элементы управления компьютерной системой; установка источника холода жидкого водорода; и новый зал холодных нейтроноводов. Модернизированный HFIR в конечном итоге будет содержать 15 приборов, в том числе 7 для исследований с использованием холодных нейтронов.
Хотя основной миссией HFIR в настоящее время являются исследования рассеяния нейтронов, одной из первоначальных основных целей было производство калифорния-252 и других трансурановых изотопов для исследовательских, промышленных и медицинских целей. HFIR является единственным в западном мире поставщиком калифорния-252 , изотопа, который используется в терапии рака и обнаружении загрязняющих веществ в окружающей среде и взрывчатых веществ в багаже. Помимо вклада в производство изотопов и рассеяние нейтронов, HFIR также обеспечивает различные тесты и эксперименты по облучению, в которых используется исключительно высокий поток нейтронов на установке.
Источник: [3]
HFIR представляет собой реактор с бериллиевым отражением, легководным охлаждением и замедлителем, с ловушкой потока, в котором используется высокообогащенное урановое топливо. Предварительный концептуальный проект реактора был основан на принципе «ловушки потока», при котором активная зона реактора состоит из кольцевой области топлива, окружающей незагруженную область замедления или «остров». Такая конфигурация позволяет замедлять быстрые нейтроны, вытекающие из топлива, на острове и, таким образом, создает область очень высокого потока тепловых нейтронов в центре острова. Этот резервуар термализованных нейтронов «заперт» внутри реактора, что делает его доступным для производства изотопов. Большой поток нейтронов в отражателе вне топлива такого реактора можно использовать, протянув в отражатель пустые «лучевые» трубки, что позволит направлять нейтроны в эксперименты за пределами защиты реактора. Наконец, в отражателе могут быть предусмотрены различные отверстия для облучения материалов для экспериментов или производства изотопов.
Первоначальной миссией HFIR было производство изотопов трансплутония. Однако первоначальные проектировщики включили в себя множество других экспериментальных установок, и с тех пор были добавлены еще несколько. Имеющееся экспериментальное оборудование включает (1) четыре горизонтальные лучевые трубки, выходящие из бериллиевого отражателя; (2) установка для облучения гидравлических трубок в зоне очень высокого потока ловушки потока, которая позволяет вставлять и извлекать образцы во время работы реактора; (3) тридцать позиций мишеней в ловушке потока, которые обычно содержат трансплутонические стержни-производители, но могут быть использованы для облучения других экспериментов (две из этих позиций могут быть размещены на оборудованных мишенях); (4) шесть периферийных положений мишени на внешнем крае ловушки потока; (5) множество вертикальных облучательных установок разного размера по всему бериллиевому отражателю; (6) две пневматические трубки в бериллиевом отражателе, которые позволяют вводить и извлекать образцы во время работы реактора для нейтронно-активационного анализа; и (7) два наклонных объекта доступа, называемых «инженерными объектами», на внешнем крае бериллиевого отражателя. Кроме того, отработавшие тепловыделяющие сборки используются для обеспечения установки гамма-облучения в бассейне реакторов.
Сборка активной зоны реактора находится в сосуде высокого давления диаметром 8 футов (2,44 м) в бассейне с водой. Верхняя часть сосуда высокого давления находится на глубине 17 футов (5,2 м) ниже поверхности бассейна. Механизмы привода управляющей плиты находятся в подкуточном помещении под сосудом высокого давления. Эти особенности обеспечивают необходимую защиту для работы над активной зоной реактора и значительно облегчают доступ к резервуару высокого давления, активной зоне и областям отражателя.
Активная зона реактора имеет цилиндрическую форму, около 2 футов (0,61 м) в высоту и 15 дюймов (380 мм) в диаметре. 5 дюймов. Отверстие диаметром (12,70 см), «ловушка потока», образует центр ядра. Мишень обычно загружается кюрием-244 и другими трансплутоновыми изотопами и располагается на вертикальной оси реактора внутри ловушки потока. Топливная область выполнена из двух концентрических твэлов. Внутренний элемент содержит 171 топливную пластину; внешний элемент имеет 369. Топливные пластины изогнуты в форме эвольвенты , отсюда постоянная ширина канала теплоносителя. Топливо ( кермет U 3 O 8 -Al с обогащением 93% U 3 O 8 -Al [4] стр.22) распределяется неравномерно по дуге эвольвенты для минимизации радиального отношения пиковой и средней удельной мощности. Выгорающий поглотитель (бор-10) включен во внутренний топливный элемент главным образом для того, чтобы сгладить пик радиального потока, обеспечивая более длительный цикл для каждого топливного элемента. Средний срок службы активной зоны при типичной экспериментальной нагрузке составляет ~23 дня при мощности 85 МВт.
Топливная область окружена концентрическим кольцом из бериллиевого отражателя толщиной около 1 фута (0,3 м). Он, в свою очередь, подразделяется на три области: съемный отражатель, полупостоянный отражатель и постоянный отражатель. Бериллий окружен водным отражателем практически бесконечной толщины. В осевом направлении реактор отражается водой. Пластины управления в виде двух тонких концентрических цилиндров, несущих ядерный поглотитель , расположены в кольцевой области между внешним твэлом и бериллиевым отражателем. Эти пластины перемещаются в противоположных направлениях, открывая и закрывая окно в средней плоскости ядра. Реактивность увеличивается за счет движения внутреннего цилиндра вниз и движения четырех пластин внешнего квадранта вверх. Внутренний цилиндр используется для регулирования мощности и регулировки мощности и не имеет функции быстрой безопасности. Внешний цилиндр управления состоит из четырех отдельных квадрантных пластин, каждая из которых имеет независимый привод и предохранительный механизм разблокировки. Все контрольные пластины имеют три осевые области с различным содержанием нейтронного поглотителя, предназначенные для минимизации отношения осевой пиковой мощности к средней на протяжении всего срока службы активной зоны. Любая отдельная квадрантная пластина или цилиндр способна остановить реактор.
В конструкции системы контрольно-измерительных приборов и управления реактором особое внимание уделяется непрерывности и безопасности эксплуатации. Три независимых канала безопасности организованы в систему совпадений, требующую согласования двух из трех для аварийного отключения. Эта функция дополняется обширной системой онлайн-тестирования, которая позволяет проверять функцию безопасности любого канала в любой момент во время работы. Кроме того, три независимых канала автоматического управления организованы таким образом, что выход из строя одного канала не будет существенно нарушать работу. Все эти факторы способствуют непрерывности работы HFIR.
Первичный теплоноситель поступает в сосуд высокого давления через два 16-дюймовых. Трубы диаметром (40,64 см) над активной зоной проходят через ядро и выходят через 18-дюймовую трубу. Труба диаметром 45,72 см под активной зоной. Скорость потока составляет ~16 000 галлонов в минуту (1 м 3 /с), из которых около 13 000 галлонов в минуту (0,82 м 3 /с) протекает через топливную область. Остальное проходит через целевую, отражающую и контрольную области. Система рассчитана на работу при номинальном давлении на входе 468 фунтов на квадратный дюйм (3,3×10 6 Па). В этих условиях температура теплоносителя на входе составляет 120 ° F (49 ° C), соответствующая температура на выходе составляет 156 ° F (69 ° C), а падение давления в активной зоне составляет ~ 110 фунтов на квадратный дюйм (7,6 × 10 5 Па).
Из реактора поток теплоносителя распределяется по трем из четырех идентичных комбинаций теплообменника и циркуляционного насоса, каждая в отдельной ячейке, примыкающей к реактору и бассейнам выдержки. Каждая ячейка также содержит выпускной клапан, который контролирует давление теплоносителя в первом контуре. Вторичная система теплоносителя отводит тепло от первичной системы и передает его в атмосферу, пропуская воду через четырехкамерную градирню с принудительной тягой.
Топливный цикл для HFIR обычно состоит из работы на полной мощности при мощности 85 МВт в течение 21-23 дней (в зависимости от эксперимента и радиоизотопной нагрузки в реакторе), а затем остановки в конце цикла для дозаправки. Такие перерывы в дозаправке варьируются в зависимости от необходимости, чтобы обеспечить замену контрольной пластины, калибровку, техническое обслуживание и проверки. Экспериментальную установку и удаление можно проводить во время любого отключения в конце цикла. Настоятельно не рекомендуется прерывать топливный цикл для установки или удаления эксперимента, чтобы избежать воздействия на другие эксперименты и рассеяния нейтронов.
Реактор имеет четыре горизонтальные лучевые трубы, которые снабжают нейтронами приборы Центра рассеяния нейтронов. Подробную информацию о каждой лучевой трубке и приборе можно найти на странице прибора HFIR. Каждая из лучевых трубок, питающих эти инструменты, описана ниже.
Конструкции пучков тепловых нейтронов HB-1 и HB-3 идентичны, за исключением длины. Оба расположены по касательной к активной зоне реактора, так что трубы направлены на материал отражателя, а не прямо на топливо. На внешнем конце установлен внутренний коллиматор. Этот коллиматор изготовлен из углеродистой стали и покрыт никелем. Коллиматор имеет прямоугольную апертуру размером 2,75 на 5,5 дюйма (70 на 140 мм).
Снаружи каждой из этих лучевых трубок расположен поворотный затвор. Затвор изготовлен из углеродистой стали и бетона высокой плотности. Целью затвора является обеспечение защиты, когда нейтронный пучок не требуется.
Пучковая труба тепловых нейтронов НВ-2 расположена радиально относительно активной зоны реактора и смотрит прямо на топливо. В сферическом наконечнике лучевой трубы установлены две бериллиевые вставки для максимизации потока тепловых нейтронов в пределах критического угла принятия оборудования для экспериментов по рассеянию нейтронов. Полость лучевой трубы за пределами корпуса реактора имеет прямоугольное поперечное сечение, которое сходится по вертикали и расходится по горизонтали, так что отверстие во внешнем окне представляет собой прямоугольник номинальной высотой 6 дюймов и шириной 10 дюймов. Коллиматор из углеродистой стали расположен сразу за окном лучевой трубы. Этот коллиматорный узел обеспечивает дальнейшую коллимацию пучка нейтронов и содержит фильтр быстрых нейтронов для увеличения отношения сигнал/шум в приборах рассеяния нейтронов.
Поворотный затвор расположен снаружи узла внешнего коллиматора. Затвор изготовлен из углеродистой стали и бетона высокой плотности. Вокруг затвора укладывают бетонные блоки высокой плотности, чтобы предотвратить растекание. Целью затвора является обеспечение защиты, когда нейтронный пучок не требуется.
Пучковая трубка источника холодных нейтронов HB-4 расположена по касательной к активной зоне реактора, так что трубка направлена на материал отражателя, а не прямо на топливо.
Вакуумная трубка плотно прилегает к внутрикорпусной части лучевой трубы HB-4 до самого сферического конца. Вакуумная трубка содержит и изолирует сосуд водородного замедлителя и связанные с ним трубки. В сосуде-замедлителе находится сверхкритический водород при температуре 17 К (номинальная). Тепловые нейтроны, рассеянные в корпусе замедлителя из рефлектора, рассеиваются и охлаждаются водородом, так что нейтроны размером 4–12 Å, рассеянные по трубке, максимизируются.
На внешнем конце трубки НВ-4 установлен внутренний коллиматор. Этот коллиматор изготовлен из углеродистой стали и покрыт никелем. Коллиматор имеет три прямоугольных отверстия. Внешние размеры проемов 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).
За внешним коллиматором находится поворотный затвор. Затвор изготовлен из углеродистой стали и бетона высокой плотности. Целью затвора является обеспечение защиты, когда нейтронный пучок не нужен. Затвор имеет приспособления для прокладки линии передачи криогенного водорода, газообразного гелия и вакуумных трубок, необходимых для поддержки источника холода.
В ловушке потока предусмотрена тридцать одна целевая позиция. Первоначально эти позиции были предназначены для размещения стержней-мишеней, используемых для производства трансплутониевых элементов; однако в других экспериментах можно проводить облучение в любом из этих положений. Подобная конфигурация целевой капсулы может использоваться во многих приложениях. Третий тип мишени предназначен для размещения до девяти капсул для облучения изотопов или материалов длиной 2 дюйма, аналогичных капсулам для кроликов. Использование этого типа капсулы для облучения упрощает изготовление, транспортировку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств экспериментатора.
Капсулы для облучения мишеней каждого типа должны быть спроектированы так, чтобы они могли адекватно охлаждаться потоком теплоносителя, имеющимся за пределами кожухов стержня-мишени. Чрезмерные нейтронные отравляющие нагрузки в экспериментах в целевых положениях не одобряются из-за их неблагоприятного воздействия как на скорость производства трансплутонических изотопов, так и на продолжительность топливного цикла. Такие эксперименты требуют тщательной координации, чтобы обеспечить минимальное влияние на соседние эксперименты, продолжительность топливного цикла и яркость пучка рассеяния нейтронов. Для инструментированных целевых экспериментов теперь доступны две позиции: позиции E3 и E6.
Для экспериментов предусмотрены шесть периферийных целевых позиций (ПТП) на внешнем радиальном крае ловушки потока. Потоки быстрых нейтронов в этих положениях являются самыми высокими, доступными для экспериментов в реакторе, хотя в этом месте существует крутой радиальный градиент потока тепловых нейтронов.
Как и в случае с целевыми позициями, доступен тип капсулы PTP, в которой размещается до девяти капсул для облучения изотопов или материалов длиной 2 дюйма (51 мм), аналогичных капсулам для кроликов. Использование этого типа капсулы для облучения упрощает изготовление, транспортировку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств экспериментатора.
Капсулы для облучения PTP каждого типа должны быть сконструированы таким образом, чтобы они могли адекватно охлаждаться имеющимся потоком охлаждающей жидкости. Типичные эксперименты содержат нагрузку нейтронного яда, эквивалентную нагрузке, связанной с 200 граммами (7,1 унции) алюминия и 35 граммами (1,2 унции) нержавеющей стали, равномерно распределенными по длине 20 дюймов (510 мм). Эксперименты PTP, содержащие нагрузки нейтронного поглотителя, превышающие описанные, не рекомендуются из-за их неблагоприятного воздействия на скорость производства изотопов, продолжительность топливного цикла и распределение мощности топливных элементов.
Установка с гидравлическими трубками HFIR (HT) обеспечивает возможность облучать материалы в течение продолжительности, меньшей, чем стандартный топливный цикл HFIR (около 23 дней), который идеально подходит для производства медицинских изотопов с коротким периодом полураспада, которые требуют извлечения по требованию. Система состоит из необходимых трубопроводов, клапанов и приборов для перемещения комплекта из 2+Алюминиевые капсулы длиной 1 ⁄ дюйма (64 мм) (называемые кроликами) между станцией загрузки капсул и ловушкой потока в активной зоне реактора. Станция загрузки капсул находится в бассейне выдержки, примыкающем к бассейну корпуса реактора. Полная загрузка объекта состоит из девяти вертикально расположенных капсул.
Обычно тепловой поток от нейтронного и гамма-нагрева на поверхности капсулы ограничивается 74 000 БТЕ/ч-фут 2 (2,3×10 5 Вт/м 2 ). Кроме того, содержание нейтронного яда в загрузке установки ограничено таким образом, что реактор не может быть отключен из-за значительного изменения реактивности при вставке и удалении образцов.
Восемь облучательных позиций большого диаметра расположены в съемном бериллиевом отсеке (РБ) вблизи контрольной области. Эти объекты имеют обозначения РБ-1А и -1Б, РБ-3А и -3Б, РБ-5А и -5Б, РБ-7А и -7Б. Их обычно называют позициями RB*. Вертикальная осевая линия этих установок находится на расстоянии 10,75 дюймов (27,31 см) от вертикальной осевой линии реактора, и они облицованы постоянной алюминиевой облицовкой с внутренним диаметром 1,811 дюйма (4,6 см). Эти установки предназначены как для инструментальных, так и для неинструментальных экспериментов. В конструкции капсулы с приборами при необходимости можно также использовать продувочные или охлаждающие газы. Кабели приборов и трубки доступа подводятся через отверстия в верхнем фланце кожуха и через специальные отверстия в люке сосуда под давлением. Когда эти устройства не используются, они содержат бериллиевые или алюминиевые пробки. Из-за непосредственной близости к топливу эксперименты RB* тщательно проверяются на предмет содержания в них нейтронного поглотителя, которое ограничено из-за его влияния на распределение мощности топливных элементов и продолжительность топливного цикла. На этих позициях можно проводить (т. е. экранировать) эксперименты, что делает их хорошо подходящими для облучения термоядерных материалов. Использование установок RB* включало производство радиоизотопов; облучение топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР); и облучение потенциальных материалов термоядерного реактора. Последний тип эксперимента требует потока быстрых нейтронов. Помимо теплового потока присутствует значительный быстрый поток. Для этого применения капсулы помещаются во вкладыш, содержащий поглотитель тепловых нейтронов для спектральной адаптации. Эти эксперименты тщательно проверяются на предмет содержания в них нейтронного яда и ограничиваются определенными положениями, чтобы минимизировать их влияние на соседние лучевые трубки рассеяния нейтронов.
В съемном бериллиевом отсеке (РБ) вблизи контрольной области расположены четыре позиции облучения малого диаметра. Эти объекты имеют обозначения РБ-2, РБ-4, РБ-6 и РБ-8. Вертикальная осевая линия этих установок находится на расстоянии 10,37 дюйма (26,35 см) от вертикальной осевой линии реактора, а внутренний диаметр составляет 0,5 дюйма (1,27 см). Небольшие позиции RB не имеют алюминиевого футеровки, как объекты RB*. Когда эти позиции не используются, в них установлены бериллиевые заглушки. Эти установки в основном использовались для производства радиоизотопов. Пределы содержания нейтронного яда и допустимые требования к перепаду давления для проведения экспериментов на этих установках такие же, как и на вышеупомянутых установках РБ*.
В полупостоянном рефлекторе расположены восемь 0,5-дюймовых. Позиции облучения диаметром 1,27 см. Полупостоянный отражатель состоит из восьми отдельных кусочков бериллия, четыре из которых называются пробками доступа к управляющим стержням. Каждая заглушка доступа к управляющему стержню содержит два незакрытых устройства облучения, обозначенные от CR-1 до CR-8. В каждой из этих установок находится экспериментальная капсула, подобная тем, которые используются в небольших съемных бериллиевых установках. Вертикальные осевые линии всех облучательных установок с пробками доступа к управляющим стержням расположены на расстоянии 12,68 дюйма (32,2 см) от вертикальной осевой линии реактора. На этих установках можно облучать только неинструментальные эксперименты. Когда эти устройства не используются, они содержат бериллиевые пробки. Падение давления в 10 фунтов на квадратный дюйм (6,89×10 4 Па) при полном потоке системы позволяет обеспечить расход теплоносителя первичной системы для экспериментов по охлаждению.
Шестнадцать позиций облучения в постоянном отражателе называются малыми вертикальными экспериментальными установками (VXF). Каждое из этих объектов имеет постоянный алюминиевый лейнер с внутренним диаметром 1,584 дюйма (4,02 см). Объекты расположены концентрично с ядром на двух кругах радиусами 15,43 дюйма (39,2 см) и 17,36 дюйма (44,1 см) соответственно. Те, что находятся во внутреннем круге (всего 11), называются внутренними малыми VXF. Те, что находятся во внешнем круге (всего пять), называются внешними малыми VXF. Обычно на этих установках облучают неинструментальные эксперименты. VXF-7 предназначен для одной из установок пневматического облучения, которая поддерживает Лабораторию нейтронно-активационного анализа, и недоступен для другого использования. Падение давления ~100 фунтов на квадратный дюйм (6,89×10 5 Па) при полном потоке системы доступно для обеспечения потока теплоносителя первичной системы для экспериментов по охлаждению. Когда эти устройства не используются, они могут содержать бериллиевую или алюминиевую заглушку или отверстие для регулирования потока без заглушки.
Большие нагрузки нейтронного поглотителя на этих установках не вызывают особого беспокойства из-за возмущений распределения мощности топливных элементов или влияния на продолжительность топливного цикла из-за их удаленности от активной зоны; однако эксперименты тщательно проверяются на предмет содержания в них нейтронного яда, которое ограничено, чтобы свести к минимуму их влияние на соседние лучевые трубки рассеяния нейтронов.
Шесть позиций облучения в постоянном отражателе называются большими вертикальными экспериментальными установками. Эти установки во всех отношениях (по характеристикам и возможностям) аналогичны небольшим установкам для вертикального эксперимента, описанным в предыдущем разделе, за исключением местоположения и размеров. Алюминиевые футеровки в больших VXF имеют внутренний диаметр 2,834 дюйма (7,20 см), а оборудование расположено концентрично сердечнику на круге радиусом 18,23 дюйма (46,3 см). Когда эти устройства не используются, они содержат бериллиевые или алюминиевые пробки. Большие нагрузки нейтронного поглотителя на этих установках не вызывают особого беспокойства из-за возмущений распределения мощности топливных элементов или влияния на продолжительность топливного цикла из-за их удаленности от активной зоны; однако эксперименты тщательно проверяются на предмет содержания в них нейтронного яда, которое ограничено, чтобы свести к минимуму их влияние на соседние лучевые трубки рассеяния нейтронов.
Предусмотрена установка до двух инженерных сооружений для создания дополнительных мест для проведения экспериментов. Эти объекты состоят из 4-дюймовых. Трубки с внешним диаметром 10,16 см, наклоненные вверх на 49° от горизонтали. Внутренние концы трубок заканчиваются на внешней периферии бериллия. Верхние концы трубок заканчиваются на внешней стороне стенки бассейна в экспериментальной комнате на один этаж выше комнаты с главной балкой. В одном из инженерных сооружений находится пневмотруба ПТ-2, установленная в 1986 году.
Установка гамма-облучения HFIR — экспериментальная установка в HFIR, предназначенная для облучения материалов гамма-излучением отработавших топливных элементов на станции загрузки HFIR в чистом бассейне. Камера установки гамма-облучения представляет собой камеру из нержавеющей стали, изготовленную из трубок с толщиной стенки 0,065, чтобы максимизировать внутренние размеры камеры, чтобы вместить как можно большие образцы и при этом поместиться внутри кадмиевого столба на позициях станции загрузки отработавшего топлива. Внутренняя камера около 3+Внутренний диаметр 1 ⁄ дюйма (83 мм), вмещает образцы длиной до 25 дюймов (640 мм).
Существует две конфигурации сборки камеры; разница только в заглушках. Конфигурация без инструментов имеет верхнюю заглушку, которая используется для установки образцов, а также для поддержки линий инертного газа и поддержания герметичной среды под водой. Инструментальная конфигурация имеет расширение камеры над камерой и «шланг», позволяющий подключать линии инертного газа, электрические кабели и измерительные кабели для инструментального эксперимента к элементам управления нагревателем и оборудованию для тестирования приборов в экспериментальной комнате.
Панель управления инертным газом в экспериментальной комнате необходима для обеспечения подачи инертного газа и сброса давления в камере. Давление инертного газа поддерживается на уровне ~15 фунтов на квадратный дюйм, чтобы гарантировать, что любая утечка из камеры будет направлена из камеры в бассейн, а не в утечку воды.
Образцы в камере можно поддерживать снизу камеры или заглушкой (только в конфигурации без инструментов).
Была проведена характеристика внутренней поверхности камеры и подтверждены мощности дозы гамма-излучения в этом месте. Могут быть предусмотрены мощности дозы гамма-излучения до 1,8E+08. Выбор подходящего отработавшего топливного элемента может обеспечить практически любую необходимую мощность дозы. Из-за вторичных реакций внутри образцов и материалов держателей в камере они создали нейтронно-физические модели для оценки фактической мощности дозы для образцов в разных держателях и в разных местах камеры. Пиковые мощности дозы находятся вблизи вертикального центра камеры и на горизонтальной осевой линии камеры. Распределение мощности дозы сверху вниз по камере практически симметрично. Персонал HFIR может помочь пользователю в разработке держателей образцов для достижения необходимых накопленных доз и мощностей доз. Можно оценить температуру образцов по необходимой мощности дозы.
Недавние облучения показали, что температура гамма-нагрева может быть очень высокой, более 500 ° F (260 ° C) в свежих отработавших топливных элементах. Расположение образцов вблизи стенки камеры или конструкция держателя для передачи тепла к стенке камеры могут использоваться для снижения температуры образца. Выбор более разложившегося отработавшего топливного элемента с более низкой мощностью дозы может оказаться необходимым, если температурные ограничения вызывают беспокойство.
Минимальная поддерживаемая температура составляет около 100 °F (38 °C) (температура чистой воды в бассейне). Использование электрических нагревательных элементов и/или заливка инертным газом (аргоном или гелием) позволяет поддерживать контролируемую температуру выше 100 °F (38 °C).
Нейтронно-активационный анализ (NAA) — мощный аналитический метод, используемый для исследования элементного состава широкого спектра материалов. NAA очень чувствителен и точен и обычно выполняется неразрушающим методом. Образцы бомбардируются нейтронами, а выбросы образующихся радиоизотопов анализируются для определения их количества и идентичности. Несколько университетских, правительственных и промышленных лабораторий, как внутри страны, так и за рубежом, используют NAA для изучения судебно-медицинских доказательств, лунных и метеоритных материалов, современных материалов и материалов высокой чистоты. NAA свободен от классических «матричных» эффектов и способен проводить очень точные измерения с пределами обнаружения, обычно выраженными в долях PPM.
NAA на базе реактора впервые был реализован на графитовом реакторе на территории нынешнего ORNL. Установка ПТ-1 была установлена на ХФИР в 1970 году и модернизирована в 1987 году, когда была добавлена установка ПТ-2. Оба объекта заканчиваются частью реактора с постоянным бериллиевым отражателем и облегчают транспортировку проб в реактор и из него. PT-1 имеет самый высокий поток тепловых нейтронов в западном мире и предлагает множество преимуществ в чувствительности для определения ультра-следовых уровней и для ограниченного производства изотопов. Установка ПТ-2 предлагает высокотермализованный поток в сочетании с подсчетом запаздывающих нейтронов, что дает возможность измерять очень небольшие количества делящихся материалов за считанные минуты.
Анализ запаздывающих нейтронов можно использовать для точного скрининга различных материалов на наличие делящегося содержимого. Определение занимает всего шесть минут и имеет предел обнаружения 15 пикограмм. Образцы мазков, растительности, почвы, камней, пластика, дерева, металла и песка в равной степени поддаются анализу на запаздывающих нейтронах. Этот инструмент облегчает усилия Международного агентства по атомной энергии ( МАГАТЭ ) по организации мониторинга на обширной территории и позволяет отдельным инспекторам получать большое количество проб в надежде найти необходимые доказательства. При проверке этих образцов очень высокие затраты на деструктивный анализ необходимы только для образцов, которые считаются интересными. Анализ запаздывающих нейтронов становится все более полезным для этих исследований.
Недавнее применение связано с облучением устройств программируемой памяти, покрытых небольшим количеством делящегося изотопа. Деление в результате облучения можно отслеживать пространственно, сравнивая значения в памяти со значениями, присвоенными памяти изначально; области различий объясняются повреждениями, вызванными событиями деления. Эта работа может помочь усилиям по анализу микроскопических частиц, которые могут содержать доказательства необъявленной ядерной деятельности, путем обнаружения таких частиц.
НАА хорошо подходит для определения около двух третей известных элементов в геологических и биологических материалах. NAA содействовало нескольким проектам, которые в противном случае были бы очень сложными или невозможными. Загрязнение ртутью в районе Ок-Ридж, базовые уровни многих элементов в почве и соотношение изотопов урана в почвах и растительности района Ок-Ридж - все это было достигнуто в средних и крупных масштабах. Химия и история Луны были выяснены NAA, и было изучено множество различных метеоритов. Микроэлементы были определены в костях и тканях животных, чтобы понять последствия загрязнения среды обитания. Судьба динозавров была исследована путем анализа элемента иридий в окаменелых костях, датированных временем, близким к известным крупным падениям метеоритов. Недавно были изучены стратегии биоремедиации и определена скорость поглощения тяжелых элементов местными растениями и животными.
С момента своего создания NAA было инструментом судебно-медицинской экспертизы микроэлементов. Свинец пули и оболочка, краска, латунь, пластик, волосы и многие другие материалы часто представляют интерес для уголовного расследования. В ORNL проводились расследования с участием президентов Кеннеди и Тейлора, расследование пещерных вандалов [ нужны дальнейшие объяснения ] и расследования убийств. ORNL ведет переговоры с учеными Брукхейвенской национальной лаборатории о продолжении антропогенных исследований древнего мрамора и скульптуры после окончательного закрытия реактора в Брукхейвене.
На установке ПТ-1 на протяжении многих лет синтезировались небольшие количества различных изотопов. Трассеры для исследований на животных, радиоактивно меченные фармацевтические препараты, источники для испытаний на лечение рака и источники для поддержки исследований материалов были подготовлены дешево. ПТ-1 обеспечивает самый быстрый доступ к реактору и часто самые низкие затраты на производство небольших количеств изотопов. Недавно были изготовлены и могут быть изготовлены по запросу в обозримом будущем источники гамма-денситометрии на основе 169 Yb .
Многие элементы можно легко и точно измерить на уровне частей на триллион с помощью NAA. ORNL помогла частным корпорациям провести прикладные исследования свойств исходных материалов оптоволокна и их связи с концентрацией микроэлементов и обнаружила, что частота поломок зависит от концентрации определенных элементов. Алмаз и алмазные пленки были проанализированы на наличие ультра-следовых примесей, и результаты исследований ORNL были первыми, о которых сообщалось в отношении объемного синтетического алмаза. ОРНЛ также определил уран и торий в органическом сцинтилляторе на уровне 1е-15 г/г. Сцинтиллятор будет использоваться в проекте по обнаружению нейтрино в Японии, для которого требуется материал, максимально свободный от естественной радиоактивности.
Совместное воздействие нейтронного и гамма-излучения на материалы представляет интерес для перспективных исследований материалов, исследований в области термоядерной энергии , а также для производства закаленных компонентов и систем. Недавним примером является исследование зависимости дозы дихроичных зеркальных керамических материалов для программы исследований в области термоядерной энергии. Установки ПТ-1 и ПТ-2 хорошо подходят для заполнения ниши между очень высокими потоками в области мишени HFIR и гораздо меньшими потоками в лучевых трубках.
СМИ, связанные с высокопоточным изотопным реактором, на Викискладе?35 ° 55'05 "N 84 ° 18'14" W / 35,9181 ° N 84,3040 ° W / 35,9181; -84,3040