High Flux Isotope Reactor ( HFIR ) — ядерный исследовательский реактор в Окриджской национальной лаборатории (ORNL) в Окридже, штат Теннесси , США. Работая на мощности 85 МВт, HFIR является одним из самых высокопоточных источников нейтронов для исследований физики конденсированных сред в США, и он имеет один из самых высоких стационарных 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 в фундаментальных свойствах конденсированных сред. HFIR имеет около 600 пользователей каждый год как для исследований рассеяния, так и для исследований в активной зоне.
Исследовательские установки нейтронного рассеяния в HFIR содержат первоклассную коллекцию инструментов, используемых для фундаментальных и прикладных исследований структуры и динамики материи. Реактор используется для производства медицинских, промышленных и исследовательских изотопов; исследования серьезных нейтронных повреждений материалов; и нейтронной активации для изучения следовых элементов в окружающей среде. Кроме того, в здании находится гамма-облученная установка, которая использует отработанные топливные сборки и способна проводить эксперименты с высокой дозой гамма-излучения.
При прогнозируемой регулярной работе следующая крупная остановка для замены бериллиевого отражателя не потребуется до 2023 года. Эта остановка дает возможность установить холодный источник в радиальной лучевой трубке HB-2, что даст беспрецедентный поток холодных нейтронов, питающих приборы в новом направляющем зале. С этой дополнительной возможностью или без нее, HFIR, как ожидается, продолжит работу до 2040 года и далее.
В ноябре 2007 года представители ORNL объявили, что испытания по времени пролета на недавно установленном холодном источнике (который использует жидкий гелий и водород для замедления движения нейтронов) показали лучшие результаты, чем прогнозировалось проектировщиками, сравнявшись или превзойдя предыдущий мировой рекорд, установленный исследовательским реактором в Институте Лауэ-Ланжевена в Гренобле, Франция . [1]
В январе 1958 года Комиссия по атомной энергии США (AEC) рассмотрела состояние производства трансурановых изотопов в Соединенных Штатах. [2] К ноябрю того же года комиссия приняла решение о строительстве реактора High Flux Isotope Reactor (HFIR) в Национальной лаборатории Ок-Ридж с основным акцентом на исследования и производство изотопов. С тех пор как он впервые стал критическим в 1965 году, внутриреакторное использование HFIR расширилось и теперь включает исследования материалов, топлива и термоядерной энергии , а также производство изотопов и исследования в медицинских, ядерных, детекторных и охранных целях.
Программа испытаний на малой мощности была завершена в январе 1966 года, и начались рабочие циклы на 20, 50, 75, 90 и 100 МВт. С момента достижения проектной мощности 100 МВт в сентябре 1966 года, чуть более чем через пять лет с начала строительства, и до временного закрытия в конце 1986 года, HFIR достиг рекордного времени работы, не превзойденного ни одним другим реактором в Соединенных Штатах. К декабрю 1973 года он завершил свой 100-й топливный цикл, каждый из которых длился ~23 дня.
В ноябре 1986 года испытания образцов для наблюдения за облучением показали, что корпус реактора охрупчивается нейтронным облучением со скоростью, превышающей прогнозируемую. HFIR был остановлен для проведения обширного обзора и оценки объекта. После тщательной переоценки, длившейся более двух лет, модификаций для продления срока службы установки при сохранении целостности корпуса высокого давления и модернизации методов управления реактор был перезапущен на мощности 85 МВт. Одновременно с физическими и процедурными улучшениями были возобновлены обучение, анализ безопасности и мероприятия по обеспечению качества. Документы были обновлены, а новые были созданы при необходимости. Технические спецификации были изменены и переформатированы, чтобы идти в ногу с изменениями в конструкции, поскольку они были приняты Министерством энергетики США (DOE), ранее AEC. Первичное давление теплоносителя и мощность активной зоны были снижены для сохранения целостности корпуса при сохранении тепловых запасов, и были приняты долгосрочные обязательства по технологическим и процедурным усовершенствованиям.
После тщательного анализа многих аспектов работы HFIR реактор был перезапущен для топливного цикла 288 18 апреля 1989 года для работы на очень низких уровнях мощности (8,5 МВт) до тех пор, пока все рабочие бригады не будут полностью обучены и не станет возможной непрерывная работа на более высокой мощности. После перезапуска в апреле 1989 года произошла еще одна остановка на девять месяцев из-за вопроса о процедурной адекватности. В это время надзор за HFIR был передан Управлению по ядерной энергии Министерства энергетики США; ранее надзор осуществлялся Управлением энергетических исследований. После разрешения министра энергетики Джеймса Д. Уоткинса возобновить пусковые работы в январе 1990 года полная мощность была достигнута 18 мая 1990 года. Были созданы текущие программы для процедурной и технологической модернизации HFIR в течение его срока эксплуатации.
В 2007 году HFIR завершил самую кардинальную трансформацию за свою 40-летнюю историю. Во время остановки, длившейся более года, объект был отремонтирован и были установлены новые приборы, включая источник холодных нейтронов . Когда реактор был перезапущен, он достиг полной мощности 85 МВт в течение нескольких дней, и эксперименты возобновились в течение недели. Улучшения и модернизации включают в себя капитальный ремонт конструкции реактора для надежной, устойчивой работы; значительную модернизацию восьми спектрометров тепловых нейтронов в помещении пучка; новые элементы управления компьютерной системы; установку источника холодного жидкого водорода; и новый зал для направляющих холодных нейтронов. Модернизированный HFIR в конечном итоге будет вмещать 15 приборов, в том числе 7 для исследований с использованием холодных нейтронов.
Хотя сейчас основной миссией HFIR является исследование рассеяния нейтронов, одной из его 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 применяется в терапии рака и для обнаружения загрязняющих веществ в окружающей среде и взрывчатых веществ в багаже.
HFIR — это реактор типа ловушки потока с бериллиевым отражением, охлаждаемый легкой водой и замедляемый, который использует высокообогащенное урановое топливо. [3] Предварительный концептуальный проект реактора был основан на принципе «ловушки потока», где активная зона реактора состоит из кольцевой области топлива, окружающей область замедления без топлива или «остров». Такая конфигурация позволяет замедлить быстрые нейтроны, вытекающие из топлива, в острове и, таким образом, создает область очень высокого потока тепловых нейтронов в центре острова. Этот резервуар термализованных нейтронов «захвачен» внутри реактора, что делает его доступным для производства изотопов. Большой поток нейтронов в отражателе за пределами топлива такого реактора может быть использован путем расширения пустых «пучковых» труб в отражатель, что позволяет направлять нейтроны в эксперименты за пределами защиты реактора. В отражателе могут быть предусмотрены различные отверстия, в которых можно облучать материалы для экспериментов или производства изотопов.
Первоначальной миссией HFIR было производство трансплутониевых изотопов. Однако первоначальные проектировщики включили в него множество других экспериментальных установок, и с тех пор было добавлено несколько других. Доступные экспериментальные установки включают:
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 17 футов (5,2 м) ниже поверхности бассейна. Механизмы привода пластины управления находятся в подсвайном помещении под сосудом высокого давления. Эти особенности обеспечивают необходимую защиту для работы над активной зоной реактора и значительно облегчают доступ к сосуду 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. Отверстие диаметром 5 дюймов (12,70 см), «ловушка потока», образует центр активной зоны. Мишень обычно загружается кюрием-244 и другими трансплутоническими изотопами и располагается на вертикальной оси реактора внутри ловушки потока. Топливная область состоит из двух концентрических топливных элементов. Внутренний элемент содержит 171 топливную пластину; внешний элемент имеет 369 пластин. Топливные пластины изогнуты в форме эвольвенты , обеспечивая постоянную ширину канала для охлаждающей жидкости. Топливо (93% 235 U обогащенный кермет U 3 O 8 -Al [4] ) неравномерно распределено вдоль дуги эвольвенты, чтобы минимизировать отношение радиальной пиковой к средней плотности мощности. Выгорающий ядерный яд ( бор-10 ) включен во внутренний топливный элемент в первую очередь для того, чтобы сгладить пик радиального потока, обеспечивая более длительный цикл для каждого топливного элемента. Средний срок службы активной зоны с типичной экспериментальной нагрузкой составляет ~23 дня при 85 МВт.
Топливная область окружена концентрическим кольцом бериллиевого отражателя толщиной ~1 фут (0,3 м). Он, в свою очередь, подразделяется на три области: съемный отражатель, полупостоянный отражатель и постоянный отражатель. Бериллий окружен водным отражателем фактически бесконечной толщины. В осевом направлении реактор отражается водой. Управляющие пластины в виде двух тонких, содержащих ядерный яд концентрических цилиндров находятся в кольцевой области между внешним топливным элементом и бериллиевым отражателем. Эти пластины приводятся в движение в противоположных направлениях, чтобы открывать и закрывать окно в средней плоскости активной зоны. Реактивность увеличивается за счет движения внутреннего цилиндра вниз и движения четырех внешних квадрантных пластин вверх. Внутренний цилиндр используется для шиммирования и регулирования мощности и не имеет быстрой функции безопасности. Внешний управляющий цилиндр состоит из четырех отдельных квадрантных пластин, каждая из которых имеет независимый привод и механизм безопасного срабатывания. Все пластины управления имеют три осевые области с различным содержанием нейтронного яда, разработанные для минимизации осевого отношения пиковой к средней плотности мощности на протяжении всего срока службы активной зоны. Любая пластина или цилиндр одного квадранта способна остановить реактор .
Конструкция системы контроля и измерительных приборов реактора отражает акцент на непрерывности и безопасности операций. Три независимых канала безопасности организованы в систему совпадений, которая требует согласия двух из трех для аварийных остановов. Эта функция дополняется обширной системой тестирования «онлайн», которая позволяет тестировать функцию безопасности любого канала в любое время во время работы. Кроме того, три независимых канала автоматического управления организованы таким образом, что отказ одного канала не будет существенно нарушать работу. Все эти факторы способствуют непрерывности работы в HFIR.
Первичный теплоноситель поступает в сосуд высокого давления через две трубы диаметром 16 дюймов (40,64 см) над активной зоной, проходит через активную зону и выходит через трубу диаметром 18 дюймов (45,72 см) под активной зоной. Расход 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. Остальная часть протекает через целевую, отражательную и контрольную области. Система рассчитана на работу при номинальном давлении на входе 468 фунтов на квадратный дюйм (3,3×10 6 Па). При этих условиях температура охлаждающей жидкости на входе составляет 120 °F (49 °C), соответствующая температура на выходе составляет 156 °F (69 °C), а перепад давления через активную зону 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 циркуляционного насоса, каждая из которых находится в отдельной ячейке, прилегающей к реактору и бассейнам хранения. Каждая ячейка также содержит клапан сброса, который контролирует давление первичной охлаждающей жидкости. Вторичная система охлаждающей жидкости отводит тепло от первичной системы и передает его в атмосферу, пропуская воду через четырехсекционную градирню с принудительной тягой.
Топливный цикл для HFIR обычно состоит из работы на полной мощности 85 МВт в течение 21-23 дней (в зависимости от эксперимента и загрузки радиоизотопов в реактор), затем отключения в конце цикла для дозаправки. Такие отключения для дозаправки варьируются в зависимости от необходимости замены контрольной пластины, калибровки, обслуживания и инспекций. Вставка и извлечение эксперимента могут быть выполнены во время любого отключения в конце цикла. Прерывание топливного цикла для установки или извлечения эксперимента настоятельно не рекомендуется, чтобы избежать влияния на другие эксперименты и рассеяния нейтронов.
Реактор имеет четыре горизонтальные пучковые трубы, которые подают нейтроны в приборы, используемые Центром нейтронного рассеяния.
Трубки пучка тепловых нейтронов HB-1 и HB-3 идентичны, за исключением длины. Обе расположены по касательной к активной зоне реактора, так что трубки направлены на материал отражателя и не направлены непосредственно на топливо. Внутренний коллиматор установлен на внешнем конце. Этот коллиматор изготовлен из углеродистой стали и покрыт никелем. Коллиматор обеспечивает прямоугольную апертуру размером 2,75 на 5,5 дюйма (70 на 140 мм).
Поворотный затвор расположен снаружи каждой из этих пучковых труб. Затвор изготовлен из углеродистой стали и бетона высокой плотности. Цель затвора — обеспечить экранирование, когда нейтронный пучок не требуется. Вокруг затвора размещены блоки из бетона высокой плотности, чтобы предотвратить поток.
Трубка пучка тепловых нейтронов HB-2 расположена радиально относительно активной зоны реактора и направлена прямо на топливо. В сферическом наконечнике трубки пучка установлены две бериллиевые вставки для максимизации потока тепловых нейтронов в пределах критического угла приема оборудования для эксперимента по рассеянию нейтронов. Полость трубки пучка снаружи корпуса реактора имеет прямоугольное поперечное сечение, которое сходится вертикально и расходится горизонтально, так что отверстие в наружном окне представляет собой прямоугольник номинально 6 дюймов в высоту и 10 дюймов в ширину.
Сборка коллиматора из углеродистой стали расположена снаружи окна пучковой трубки. Эта сборка коллиматора обеспечивает дальнейшую коллимацию нейтронного пучка и содержит фильтр быстрых нейтронов для увеличения отношения сигнал/шум в приборах нейтронного рассеяния. Поворотный затвор расположен снаружи внешней сборки коллиматора.
Трубка пучка холодного нейтронного источника HB-4 расположена по касательной к активной зоне реактора, так что трубка направлена на материал отражателя и не направлена непосредственно на топливо. Вакуумная трубка плотно прилегает к внутренней секции трубки пучка HB-4 до самого сферического конца. Вакуумная трубка содержит и изолирует сосуд замедлителя водорода и связанную с ним трубку. Сосуд замедлителя содержит сверхкритический водород при 17 К (номинал). Тепловые нейтроны, рассеиваемые в сосуд замедлителя от отражателя, рассеиваются и охлаждаются водородом, так что нейтроны 4-12 Å , рассеиваемые по трубке, максимизируются.
Внутренний коллиматор установлен на внешнем конце трубки HB-4. Коллиматор обеспечивает три прямоугольных отверстия. Внешние размеры отверстий 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). Вне внешнего узла коллиматора находится поворотный затвор. Затвор имеет положения для прокладки линии передачи криогенного водорода, газообразного гелия и вакуумного трубопровода, необходимых для поддержки холодного источника.
Гидравлическая трубчатая установка обеспечивает возможность облучения материалов в течение времени, меньшего, чем стандартный ~23-дневный топливный цикл HFIR, что 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 набора из 2+Алюминиевые капсулы длиной 1 ⁄ 2 дюйма (64 мм) (называемые кроликами) между станцией загрузки капсул и ловушкой флюса в активной зоне реактора. Станция загрузки капсул находится в бассейне хранения, прилегающем к бассейну корпуса реактора. Полная загрузка установки состоит из девяти вертикально сложенных капсул.
Обычно тепловой поток от нейтронного и гамма-нагрева на поверхности капсулы ограничен 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 значительным изменением реактивности при вставке и извлечении образцов.
В ловушке потока предусмотрено тридцать одно положение мишени. Эти положения изначально были разработаны для размещения стержней мишени, используемых для производства трансплутониевых элементов; однако другие эксперименты могут быть облучены в любом из этих положений. Подобная конфигурация целевой капсулы может использоваться во многих приложениях. Третий тип мишени предназначен для размещения до девяти 2-дюймовых капсул для облучения изотопов или материалов, которые похожи на капсулы кроличьей установки. Использование этого типа капсулы для облучения упрощает изготовление, доставку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств для экспериментатора.
Капсулы облучения мишеней каждого типа должны быть спроектированы так, чтобы они могли адекватно охлаждаться потоком охлаждающей жидкости, доступным снаружи кожухов стержней-мишеней. Чрезмерные нагрузки нейтронного яда в экспериментах в целевых позициях не приветствуются из-за их неблагоприятного воздействия как на скорость производства трансплутонных изотопов, так и на продолжительность топливного цикла. Такие эксперименты требуют тщательной координации для обеспечения минимального воздействия на соседние эксперименты, продолжительность топливного цикла и яркость пучка нейтронного рассеяния.
Шесть периферийных целевых позиций (PTP) предусмотрены для экспериментов на внешнем радиальном крае ловушки потока. Потоки быстрых нейтронов в этих позициях являются самыми высокими, доступными для экспериментов в реакторе, хотя в этом месте существует крутой радиальный градиент потока тепловых нейтронов. Как и целевые позиции, доступен тип капсулы PTP, в которой размещается до девяти 2-дюймовых (51 мм) капсул для облучения изотопов или материалов, которые похожи на капсулы кроличьей установки. Использование этого типа капсулы для облучения упрощает изготовление, доставку и обработку после облучения, что приводит к экономии средств для экспериментатора.
Капсулы облучения PTP каждого типа должны быть спроектированы таким образом, чтобы они могли адекватно охлаждаться доступным потоком охлаждающей жидкости. Типичные эксперименты содержат нейтронный яд, эквивалентный нагрузке, связанной с 200 граммами (7,1 унции) алюминия и 35 граммами (1,2 унции) нержавеющей стали, равномерно распределенной по длине 20 дюймов (510 мм).
Восемь позиций облучения большого диаметра расположены в съемном бериллиевом (RB) рядом с областью управления. Эти установки обозначены как RB-1A и -1B, RB-3A и -3B, RB-5A и -5B, а также RB-7A и -7B. Их обычно называют позициями RB*. Вертикальная осевая линия этих установок составляет 10,75 дюйма (27,31 см) от вертикальной осевой линии реактора, и они облицованы постоянным алюминиевым вкладышем с внутренним диаметром 1,811 дюйма (4,6 см). Эти установки предназначены как для инструментированных, так и для неинструментальных экспериментов. Конструкция инструментальной капсулы также может использовать продувочные или охлаждающие газы по мере необходимости. Провода приборов и трубки доступа размещаются через отверстия в верхнем фланце кожуха и через специальные отверстия в люке сосуда высокого давления. Когда эти установки не используются, они содержат бериллиевые или алюминиевые заглушки. Из-за их непосредственной близости к топливу эксперименты RB* тщательно проверяются с точки зрения содержания нейтронного яда, который ограничен из-за его влияния на распределение мощности топливного элемента и длительность топливного цикла. Эти позиции могут вмещать (т. е. экранированные) эксперименты, что делает их хорошо подходящими для облучения термоядерных материалов.
Использование установок RB* включало производство радиоизотопов; облучение в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах ; и облучение материалов-кандидатов для термоядерных реакторов. Последний тип эксперимента требует потока быстрых нейтронов. Значительный поток быстрых нейтронов присутствует в дополнение к тепловому потоку. Для этого применения капсулы помещаются в подкладку, содержащую поглотитель тепловых нейтронов для спектральной адаптации.
В RB около зоны управления находятся четыре позиции облучения малого диаметра. Эти установки обозначены как RB-2, RB-4, RB-6 и RB-8. Вертикальная осевая линия этих установок находится на расстоянии 10,37 дюйма (26,35 см) от вертикальной осевой линии реактора и имеет внутренний диаметр 0,5 дюйма (1,27 см). Малые позиции RB не имеют алюминиевой облицовки, как установки RB*. Когда они не используются, эти позиции содержат бериллиевые заглушки. Эти установки в основном использовались для производства радиоизотопов.
В полупостоянном отражателе имеется восемь позиций облучения диаметром 0,5 дюйма (1,27 см). Полупостоянный отражатель состоит из восьми отдельных частей бериллия, четыре из которых называются заглушками доступа к стержням управления. Каждая заглушка доступа к стержням управления содержит два необлицованных устройства облучения, обозначенных как CR-1 — CR-8. Каждое из этих устройств вмещает экспериментальную капсулу, похожую на те, которые используются в небольших съемных бериллиевых устройствах. Вертикальные осевые линии всех устройств облучения заглушек доступа к стержням управления расположены на расстоянии 12,68 дюйма (32,2 см) от вертикальной осевой линии реактора. В этих устройствах можно облучать только неинструментальные эксперименты. Когда они не используются, эти устройства содержат бериллиевые заглушки. Падение давления 10 фунтов на кв. дюйм (6,89×10 4 Па) при полном системном потоке доступно для обеспечения потока охлаждающей жидкости первичной системы для экспериментов по охлаждению.
Шестнадцать позиций облучения в постоянном отражателе называются малыми вертикальными экспериментальными установками (VXF). Каждая из этих установок имеет постоянный алюминиевый вкладыш с внутренним диаметром 1,584 дюйма (4,02 см). Установки расположены концентрично с ядром на двух окружностях радиусами 15,43 дюйма (39,2 см) и 17,36 дюйма (44,1 см) соответственно. Те, что на внутреннем круге (всего 11), называются внутренними малыми VXF. Те, что на внешнем круге (всего пять), называются внешними малыми VXF. Обычно в этих установках облучаются неинструментальные эксперименты. VXF-7 предназначен для одной из пневматических установок облучения, которая поддерживает Лабораторию анализа нейтронной активации и недоступна для другого использования. Падение давления ~100 фунтов на кв. дюйм (6,89×10 5 Па) при полном системном потоке доступно для обеспечения потока охлаждающей жидкости первичной системы для экспериментов по охлаждению. В неиспользуемом состоянии эти устройства могут иметь бериллиевую или алюминиевую заглушку или отверстие для регулирования расхода, но не иметь заглушки.
Большие нагрузки нейтронных поглотителей в этих установках не представляют особой проблемы для возмущений распределения мощности топливных элементов или влияния на продолжительность топливного цикла из-за их удаленности от активной зоны; однако эксперименты тщательно проверяются с точки зрения содержания в них нейтронных поглотителей, которое ограничивается, чтобы свести к минимуму их влияние на соседние трубки нейтронного рассеяния.
Шесть позиций облучения в постоянном отражателе называются большими вертикальными экспериментальными установками. Эти установки во всех отношениях (по характеристикам и возможностям) аналогичны малым вертикальным экспериментальным установкам, описанным в предыдущем разделе, за исключением расположения и размера. Алюминиевые вкладыши в больших VXF имеют внутренний диаметр 2,834 дюйма (7,20 см), а установки расположены концентрично с активной зоной на окружности радиусом 18,23 дюйма (46,3 см). Когда эти установки не используются, они содержат бериллиевые или алюминиевые заглушки. Большие нагрузки нейтронного поглотителя в этих установках не представляют особой проблемы для возмущений распределения мощности топливных элементов или влияния на продолжительность топливного цикла из-за их расстояния от активной зоны.
Предусмотрена установка до двух инженерных сооружений для предоставления дополнительных позиций для экспериментов. Эти сооружения состоят из труб с внешним диаметром 4 дюйма (10,16 см), которые наклонены вверх на 49° от горизонтали. Внутренние концы труб заканчиваются на внешней периферии бериллия. Верхние концы труб заканчиваются на внешней поверхности стенки бассейна в экспериментальной комнате на один этаж выше комнаты с главной балкой. В одном из инженерных сооружений находится пневматическая труба PT-2, которая была установлена в 1986 году.
Гамма- установка HFIR — это экспериментальная установка в HFIR, предназначенная для облучения материалов гамма-излучением от отработанных топливных элементов на станции загрузки HFIR в чистом бассейне. Камера гамма-установки — это камера из нержавеющей стали, изготовленная из трубок толщиной стенки 0,065, чтобы максимально увеличить внутренние размеры камеры для размещения как можно больших образцов и при этом поместиться внутри кадмиевого столба позиций станции загрузки отработанного топлива. Внутренняя камера составляет около 3+Внутренний диаметр составляет 1 ⁄ 4 дюйма (83 мм), вмещает образцы длиной до 25 дюймов (640 мм).
Существует две конфигурации для сборки камеры; единственное отличие — это заглушки. Неинструментальная конфигурация имеет верхнюю заглушку, которая используется для установки образцов и для поддержки линий инертного газа и поддержания герметичной среды под водой. Инструментальная конфигурация имеет расширение камеры над камерой и «шлангокабель», позволяющий линиям инертного газа, электрическим кабелям и кабелям приборов для инструментального эксперимента соединяться с элементами управления нагревателем и испытательным оборудованием приборов в экспериментальной комнате.
Панель управления инертным газом в экспериментальной комнате необходима для подачи инертного газа и сброса давления в камеру. Давление инертного газа поддерживается на уровне ~15 фунтов на квадратный дюйм, чтобы гарантировать, что любая утечка из камеры будет происходить из камеры в бассейн, а не в воду.
Образцы в камере могут поддерживаться снизу камеры или с помощью заглушки (только для неинструментальной конфигурации).
Была проведена характеристика внутренней поверхности камеры и подтверждены мощности дозы гамма-излучения в этом месте. Могут быть обеспечены мощности дозы гамма-излучения до 1,8E+08. Выбор подходящего отработанного топливного элемента может обеспечить по существу любую требуемую мощность дозы. Из-за вторичных реакций в материалах образца и держателя в камере они создали нейтронные модели для оценки фактических мощностей дозы для образцов в разных держателях и в разных местах внутри камеры. Пиковые мощности дозы находятся вблизи вертикального центра камеры и на горизонтальной центральной линии камеры. Существует почти симметричное распределение мощности дозы сверху донизу камеры. Персонал HFIR доступен для помощи в проектировании держателей образцов пользователем для достижения требуемых накопленных доз и мощностей дозы. Температура образцов из требуемой мощности дозы может быть оценена.
Недавние облучения показали, что температуры от гамма-нагрева могут быть очень высокими, более 500 °F (260 °C) в свежих отработанных 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 отработанного топливного элемента с более низкой мощностью дозы может быть необходим, если температурные ограничения вызывают беспокойство.
Минимальная поддерживаемая температура составляет около 100 °F (38 °C) (температура чистой воды в бассейне). Использование электронагревательных элементов и/или затопление инертным газом (аргоном или гелием) позволяет контролировать температуру выше 100 °F (38 °C).
Нейтронно-активационный анализ (NAA) — это мощный аналитический метод, используемый для исследования элементного состава самых разных материалов. NAA очень чувствителен и точен и, как правило, выполняется неразрушающим способом. Образцы бомбардируются нейтронами, а выбросы от полученных радиоизотопов анализируются для определения как их количества, так и идентичности. Несколько университетских, государственных и промышленных лабораторий, как отечественных, так и зарубежных, используют NAA для изучения криминалистических 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 составляющими доли PPM.
Реакторный НАА впервые был выполнен на графитовом реакторе X-10 . Установка PT-1 была установлена на HFIR в 1970 году и модернизирована в 1987 году, когда была добавлена установка PT-2. Обе установки заканчиваются в постоянной части бериллиевого отражателя реактора и облегчают перенос образцов в реактор и из него. PT-1 имеет самый высокий поток тепловых нейтронов в западном мире и предлагает множество преимуществ в чувствительности для определения ультраследовых уровней и для ограниченного производства изотопов. Установка PT-2 предлагает высокотермализованный поток в сочетании с задержкой счета нейтронов, что дает возможность измерять очень малые количества делящихся материалов за считанные минуты.
Анализ с помощью задержанных нейтронов может использоваться для точного скрининга различных материалов на предмет содержания делящихся веществ. Определение занимает всего шесть минут и имеет предел обнаружения 15 пикограмм. Образцы мазков, растительности, почвы, горных пород, пластика, дерева, металла и песка в равной степени поддаются анализу с помощью задержанных нейтронов. Этот инструмент облегчает усилия Международного агентства по атомной энергии ( МАГАТЭ ) по установлению широкомасштабного мониторинга и позволяет отдельным инспекторам получать большое количество образцов в надежде найти необходимые доказательства. При скрининге этих образцов очень высокие затраты на деструктивный анализ необходимы только для образцов, которые считаются интересными. Анализ с помощью задержанных нейтронов становится все более полезным для этих исследований.
Недавнее применение включает облучение программируемых запоминающих устройств, покрытых небольшим количеством делящегося изотопа. Деления от облучения можно отслеживать пространственно, сравнивая значения в памяти с теми, которые были назначены памяти изначально; области различий приписываются повреждениям, вызванным событиями деления. Эта работа может помочь в усилиях по анализу микроскопических частиц, которые могут содержать доказательства незаявленной ядерной деятельности, путем обнаружения таких частиц.
NAA хорошо подходит для определения около двух третей известных элементов в геологических и биологических материалах. NAA содействовала нескольким проектам, которые в противном случае были бы очень сложными или невозможными. Загрязнение ртутью в районе Оук-Ридж, базовые уровни почвы для многих элементов и соотношение изотопов урана в почвах и растительности района Оук-Ридж были выполнены в средних и крупных масштабах. NAA прояснила химию и историю Луны, и было изучено множество различных метеоритов. Микроэлементы были определены в костях и тканях животных для усилий по пониманию последствий загрязнения среды обитания. Судьба динозавров была исследована путем анализа иридия в окаменелых костях, датированных близким по времени к известным крупным падениям метеоритов. Недавно были изучены стратегии биоремедиации и определены скорости поглощения тяжелых элементов у местных растений и животных.
С момента своего создания NAA был инструментом для криминалистических исследований микроэлементов. Свинец и оболочка пуль, краска, латунь, пластик, волосы и многие другие материалы часто представляют интерес для уголовного расследования. В ORNL проводились расследования с участием президентов Кеннеди и Тейлора , а также расследования убийств.
Небольшие количества различных изотопов были синтезированы на объекте PT-1 за эти годы. Трейсеры для исследований на животных, радиоактивно меченые фармацевтические препараты, источники для испытаний лечения рака и источники в поддержку исследований материалов были подготовлены дёшево. PT-1 представляет собой самый быстрый доступ к реактору и часто самую низкую стоимость для производства изотопов в малых количествах. Недавно были подготовлены источники гамма-денситометрии из 169 Yb , и в обозримом будущем их можно будет подготовить по запросу.
Многие элементы можно легко и точно измерить на уровне частей на триллион с помощью NAA. ORNL помог частным корпорациям с прикладными исследованиями свойств исходных материалов для оптоволокна и их связи с концентрацией следовых элементов и обнаружил, что частота разрывов зависит от концентрации определенных элементов. Алмаз и алмазные пленки были проанализированы на наличие ультра-следовых примесей, и определения ORNL были первыми, которые были опубликованы для объемного синтетического алмаза. ORNL также определил уран и торий в органическом сцинтилляторе на уровне 1e-15 г/г. Сцинтиллятор должен использоваться в проекте по обнаружению нейтрино в Японии, для которого требуется материал, максимально свободный от естественной радиоактивности.
Комбинированное воздействие нейтронного и гамма-излучения на материалы представляет интерес для передовых исследований материалов, исследований термоядерной энергии и для производства упрочненных компонентов и систем. Недавним примером является исследование дозовой зависимости дихроичных зеркальных керамических материалов для программы исследований термоядерной энергии. Установки PT-1 и PT-2 хорошо подходят для заполнения ниши между очень высокими потоками в целевой области HFIR и гораздо более низкими потоками в пучковых трубках.
Медиа, связанные с High Flux Isotope Reactor на Wikimedia Commons35°55′05″с.ш. 84°18′14″з.д. / 35,9181°с.ш. 84,3040°з.д. / 35,9181; -84,3040