Reator isotópico de alto fluxo - High Flux Isotope Reactor

O High Flux Isotope Reactor (ou HFIR ) é um reator de pesquisa nuclear localizado no Oak Ridge National Laboratory (ORNL) em Oak Ridge , Tennessee , Estados Unidos. Operando a 85 MW, o HFIR é uma das fontes de nêutrons baseadas em reator de maior fluxo para pesquisas em física de matéria condensada nos Estados Unidos, e fornece um dos mais altos estados estacionários fluxos de nêutrons de qualquer reator de pesquisa do mundo. Os nêutrons térmicos e frios produzidos pelo HFIR são usados ​​para estudar física, química, ciência dos materiais, engenharia e biologia. O fluxo intenso de nêutrons, densidade de potência constante e ciclos de combustível de comprimento constante são usados ​​por mais de 500 pesquisadores a cada ano para pesquisas de espalhamento de nêutrons nas propriedades fundamentais da matéria condensada. O HFIR tem aproximadamente 600 usuários a cada ano, tanto para dispersão quanto para pesquisa interna.

HFIR no campo de Oak Ridge

As instalações de pesquisa de espalhamento de nêutrons no HFIR contêm uma coleção de instrumentos de classe mundial usados ​​para pesquisas fundamentais e aplicadas sobre a estrutura e dinâmica da matéria. O reator também é usado para a produção de isótopos médicos, industriais e de pesquisa; pesquisa sobre danos graves de nêutrons a materiais; e ativação de nêutrons para examinar oligoelementos no ambiente. Além disso, o prédio abriga uma instalação de irradiação gama que usa conjuntos de combustível irradiado e é capaz de acomodar experimentos de alta dose gama.

Com as operações regulares projetadas, o próximo grande desligamento para a substituição de um refletor de berílio não será necessário até aproximadamente 2023. Esta interrupção fornece uma oportunidade para instalar uma fonte fria no tubo de feixe radial HB-2, o que forneceria um fluxo incomparável de alimentação de nêutrons frios instrumentos em uma nova sala de guia. Com ou sem essa capacidade adicional, o HFIR deve continuar operando até 2040 e além.

Em novembro de 2007, os funcionários do ORNL anunciaram que os testes de tempo de voo em uma fonte fria recém-instalada (que usa hélio líquido e hidrogênio para desacelerar o movimento dos nêutrons) mostraram um desempenho melhor do que as previsões do projeto, igualando ou superando o recorde mundial anterior estabelecido pelo reator de pesquisa no Institut Laue – Langevin em Grenoble, França .

História

Linha do tempo do reator isotópico de alto fluxo

Em janeiro de 1958, a Comissão de Energia Atômica dos Estados Unidos (AEC) revisou a situação da produção de isótopos de transurânio nos Estados Unidos. Em novembro do mesmo ano, a comissão decidiu construir o High Flux Isotope Reactor (HFIR) no Oak Ridge National Laboratory, com foco fundamental na pesquisa e produção de isótopos. Desde que se tornou crítico pela primeira vez em 1965, os usos internos do HFIR foram ampliados para incluir pesquisa de materiais, pesquisa de combustíveis e pesquisa de energia de fusão, além da produção de isótopos e pesquisa para fins médicos, nucleares, de detecção e de segurança.

Um programa de teste de baixa potência foi concluído em janeiro de 1966, e os ciclos de operação de 20, 50, 75, 90 e 100 MW começaram. Desde o momento em que atingiu sua potência projetada de 100 MW em setembro de 1966, pouco mais de cinco anos desde o início de sua construção, até que foi temporariamente fechado no final de 1986, o HFIR atingiu um recorde de tempo de operação insuperável por qualquer outro reator em os Estados Unidos. Em dezembro de 1973, ele completou seu 100º ciclo de combustível, cada um durando aproximadamente 23 dias.

Em novembro de 1986, testes em amostras de vigilância de irradiação indicaram que o vaso do reator estava sendo fragilizado pela irradiação de nêutrons a uma taxa mais rápida do que o previsto. O HFIR foi encerrado para permitir análises e avaliações extensas das instalações. Dois anos e cinco meses depois, após uma reavaliação completa, modificações para estender a vida útil da planta enquanto protege a integridade do vaso de pressão e atualizações nas práticas de gerenciamento, o reator foi reiniciado a 85 MW. Coincidindo com as melhorias físicas e procedimentais, foram renovadas as atividades de treinamento, análise de segurança e garantia de qualidade. Documentos foram atualizados e novos foram gerados quando necessário. As especificações técnicas foram alteradas e reformatadas para manter a par das mudanças de projeto, uma vez que foram aceitas pelo Departamento de Energia dos Estados Unidos (DOE), antigo AEC. Não apenas a pressão do refrigerante primário e a potência do núcleo foram reduzidas para preservar a integridade do vaso enquanto mantinham as margens térmicas, mas compromissos de longo prazo foram feitos para atualizações tecnológicas e de procedimentos.

Após uma revisão completa de muitos aspectos da operação HFIR, o reator foi reiniciado para o ciclo de combustível 288 em 18 de abril de 1989, para operar inicialmente em níveis de potência muito baixos (8,5 MW) até que todas as equipes operacionais estivessem totalmente treinadas e fosse possível operar continuamente em potência superior. Após o reinício de abril de 1989, ocorreu uma nova paralisação de nove meses em conseqüência de uma questão de adequação do procedimento. Durante este período, a supervisão do HFIR foi transferida para o Escritório de Energia Nuclear do DOE (NE); anteriormente, a fiscalização era feita pelo Office of Energy Research (ER). Após a permissão do Secretário de Energia James D. Watkins para retomar a operação inicial em janeiro de 1990, a potência total foi alcançada em 18 de maio de 1990. Programas em andamento foram estabelecidos para atualização processual e tecnológica do HFIR durante sua vida operacional.

Em 2007, a HFIR completou a transformação mais dramática em seus 40 anos de história. Durante uma paralisação de mais de um ano, a instalação foi reformada e uma série de novos instrumentos foram instalados, bem como uma fonte de nêutrons frios. O reator foi reiniciado em meados de maio daquele ano; atingiu sua potência total de 85 MW em alguns dias, e os experimentos foram retomados em uma semana. As melhorias e atualizações incluem uma revisão da estrutura do reator para uma operação confiável e sustentada; atualização significativa dos oito espectrômetros de nêutrons térmicos na sala de feixe; novos controles de sistema de computador; instalação da fonte fria de hidrogênio líquido; e um novo corredor de guia de nêutrons frios. O HFIR atualizado eventualmente abrigará 15 instrumentos, incluindo 7 para pesquisas usando nêutrons frios.

Um vídeo sobre um reator de teste dentro do ORNL do Departamento de Energia dos Estados Unidos.

Embora a missão principal do HFIR agora seja a pesquisa de espalhamento de nêutrons, um de seus objetivos primários originais era a produção de califórnio-252 e outros isótopos de transurânio para pesquisas, aplicações industriais e médicas. A HFIR é o único fornecedor do mundo ocidental de califórnio-252, um isótopo com usos como terapia de câncer e detecção de poluentes no meio ambiente e explosivos em bagagens. Além de suas contribuições para a produção de isótopos e espalhamento de nêutrons, o HFIR também fornece uma variedade de testes de irradiação e experimentos que se beneficiam do fluxo de nêutrons excepcionalmente alto da instalação.

Descrição Técnica de HFIR

Núcleo simplificado do reator isotópico de alto fluxo
Gráfico de fluxo de nêutrons de 85 MW para o reator isotópico de alto fluxo

O HFIR é um reator do tipo armadilha de fluxo refletido com berílio, resfriado por água com luz e moderado que usa urânio-235 altamente enriquecido como combustível. O projeto conceitual preliminar do reator foi baseado no princípio da "armadilha de fluxo", em que o núcleo do reator consiste em uma região anular de combustível em torno de uma região moderadora sem combustível ou "ilha". Tal configuração permite que nêutrons rápidos vazando do combustível sejam moderados na ilha e, assim, produz uma região de fluxo de nêutrons térmicos muito alto no centro da ilha. Este reservatório de nêutrons termalizados é "preso" dentro do reator, tornando-o disponível para a produção de isótopos. O grande fluxo de nêutrons no refletor fora do combustível de tal reator pode ser aproveitado estendendo tubos de "feixe" vazios para o refletor, permitindo assim que nêutrons sejam enviados para experimentos fora da blindagem do reator. Finalmente, uma variedade de orifícios no refletor pode ser fornecida para irradiar materiais para experimentos ou produção de isótopos.

A missão original do HFIR era a produção de isótopos de transplutônio. No entanto, os designers originais incluíram muitas outras instalações de experimentos e vários outros foram adicionados desde então. As instalações experimentais disponíveis incluem (1) quatro tubos de feixe horizontal, que se originam no refletor de berílio; (2) a instalação de irradiação de tubo hidráulico, localizada na região de fluxo muito alto da armadilha de fluxo, que permite a inserção e remoção de amostras enquanto o reator está operando; (3) trinta posições de alvo na armadilha de fluxo, que normalmente contêm hastes de produção de transplutônio, mas que podem ser usadas para a irradiação de outros experimentos (duas dessas posições podem acomodar alvos instrumentados); (4) seis posições de alvo periféricas localizadas na borda externa da armadilha de fluxo; (5) numerosas instalações de irradiação vertical de vários tamanhos localizadas em todo o refletor de berílio; (6) duas instalações de tubos pneumáticos no refletor de berílio, que permitem a inserção e remoção de amostras enquanto o reator está operando para análise de ativação de nêutrons; e (7) duas instalações de acesso inclinado, chamadas "instalações de engenharia", localizadas na borda externa do refletor de berílio. Além disso, conjuntos de combustível irradiado são usados ​​para fornecer uma instalação de irradiação gama na piscina do reator.

Conjunto do núcleo do reator

Foto do conjunto de combustível do reator isotópico de alto fluxo
Seção transversal vertical do reator isotópico de alto fluxo

O conjunto do núcleo do reator está contido em um vaso de pressão de 8 pés (2,44 m) de diâmetro localizado em uma piscina de água. O topo do vaso de pressão está 17 pés (5,18 m) abaixo da superfície da piscina. Os mecanismos de acionamento da placa de controle estão localizados em uma sala de subestacas abaixo do vaso de pressão. Esses recursos fornecem a blindagem necessária para trabalhar acima do núcleo do reator e facilitam muito o acesso ao vaso de pressão, núcleo e regiões refletoras.

O núcleo do reator é cilíndrico, com aproximadamente 2 pés (0,61 m) de altura e 15 polegadas (380 mm) de diâmetro. Um 5 pol. (12,70 cm) - orifício de diâmetro, conhecido como "armadilha de fluxo", forma o centro do núcleo. O alvo é tipicamente carregado com cúrio-244 e outros isótopos de transplutônio e é posicionado no eixo vertical do reator dentro da armadilha de fluxo. A região de combustível é composta por dois elementos de combustível concêntricos. O elemento interno contém 171 placas de combustível e o elemento externo contém 369 placas de combustível. As placas de combustível são curvas em forma de involuto , proporcionando assim uma largura constante do canal de refrigeração. O combustível (93% U 235 enriquecido com U 3 O 8 -Al cermet pág.22) não é uniformemente distribuído ao longo do arco do involuto para minimizar a razão de densidade de potência média de pico radial. Um veneno incinerável (boro-10) é incluído no elemento combustível interno principalmente para achatar o pico de fluxo radial, proporcionando um ciclo mais longo para cada elemento combustível. A vida útil média do núcleo com carregamento típico de experimento é de aproximadamente 23 dias a 85 MW.

A região do combustível é cercada por um anel concêntrico de refletor de berílio com aproximadamente 1 pé (0,30 m) de espessura. Este, por sua vez, é subdividido em três regiões: o refletor removível, o refletor semipermanente e o refletor permanente. O berílio é circundado por um refletor de água de espessura efetivamente infinita. Na direção axial, o reator é refletido pela água. As placas de controle, na forma de dois cilindros concêntricos contendo veneno nuclear , estão localizadas em uma região anular entre o elemento de combustível externo e o refletor de berílio. Essas placas são direcionadas em direções opostas para abrir e fechar uma janela no plano médio do núcleo. A reatividade é aumentada pelo movimento descendente do cilindro interno e pelo movimento ascendente das quatro placas do quadrante externo. O cilindro interno é usado para calços e regulagem de potência e não tem função de segurança rápida. O cilindro de controle externo consiste em quatro placas quadrantes separadas, cada uma tendo um mecanismo independente de acionamento e liberação de segurança. Todas as placas de controle têm três regiões axiais de diferentes conteúdos de veneno de nêutrons, projetadas para minimizar a relação de densidade de potência média de pico axial durante a vida útil do núcleo. Qualquer placa ou cilindro de quadrante único é capaz de desligar o reator.

O projeto do sistema de controle e instrumentação do reator reflete a ênfase colocada na continuidade e na segurança das operações. Três canais de segurança independentes são dispostos em um sistema de coincidência que requer a concordância de dois dos três para desligamentos de segurança. Esse recurso é complementado por um extenso sistema de teste "on-line" que permite que a função de segurança de qualquer canal seja testada a qualquer momento durante a operação. Além disso, três canais de controle automático independentes são organizados para que a falha de um único canal não perturbe significativamente a operação. Todos esses fatores contribuem para a continuidade da operação do HFIR.

O refrigerante primário entra no vaso de pressão através de dois de 16 pol. (40,64 cm) - tubos de diâmetro acima do núcleo, passam pelo núcleo e saem por um tubo de 18 pol. (45,72 cm) - tubo de diâmetro abaixo do núcleo. A taxa de fluxo é de aproximadamente 16.000 gpm (1,01 m 3 / s), dos quais aproximadamente 13.000 gpm (0,82 m 3 / s) fluem através da região de combustível. O restante flui através das regiões de destino, refletor e controle. O sistema foi projetado para operar a uma pressão nominal de entrada de 468 psig (3,33 x 10 6 Pa). Sob essas condições, a temperatura de entrada do refrigerante é 120 ° F (49 ° C), a temperatura de saída correspondente é 156 ° F (69 ° C) e a queda de pressão através do núcleo é de cerca de 110 psi (7,58 x 10 5 Pa).

Do reator, o fluxo de refrigerante é distribuído para três das quatro combinações idênticas de trocador de calor e bomba de circulação, cada uma localizada em uma célula separada adjacente ao reator e às piscinas de armazenamento. Cada célula também contém uma válvula de redução que controla a pressão do refrigerante primário. Um sistema secundário de refrigeração remove o calor do sistema primário e o transfere para a atmosfera ao passar água por uma torre de resfriamento de tiragem induzida de quatro células.

Um ciclo de combustível para o HFIR normalmente consiste em operação em potência total a 85 MW por um período de 21 a 23 dias (dependendo do experimento e da carga de radioisótopo no reator), seguido por uma interrupção de fim de ciclo para reabastecimento. As interrupções no reabastecimento no final do ciclo variam conforme necessário para permitir a substituição da placa de controle, calibrações, manutenção e inspeções. A inserção e a remoção do experimento podem ser realizadas durante qualquer interrupção de fim de ciclo. A interrupção de um ciclo de combustível para instalação ou remoção de experimentos é fortemente desencorajada para evitar impacto em outros experimentos e espalhamento de nêutrons.

Tubos de feixe horizontal

O reator possui quatro tubos de feixe horizontal que fornecem os nêutrons aos instrumentos usados ​​pelo Center for Neutron Scattering. Os detalhes de cada tubo de feixe e instrumento podem ser encontrados na página de instrumentos HFIR. Cada um dos tubos de feixe que fornecem esses instrumentos é descrito abaixo.

HB-1 e HB-3

Os designs dos tubos de feixe de nêutrons térmicos HB-1 e HB-3 são idênticos, exceto pelo comprimento. Ambos estão situados tangencialmente ao núcleo do reator, de modo que os tubos apontam para o material refletor e não apontam diretamente para o combustível. Um colimador interno é instalado na extremidade externa. Este colimador é fabricado em aço carbono e revestido com níquel. O colimador fornece uma abertura retangular de 2,75 por 5,5 polegadas (70 por 140 mm).

Um obturador rotativo está localizado fora de cada um desses tubos de feixe. A veneziana é fabricada em aço carbono e concreto de alta densidade. O objetivo do obturador é fornecer proteção quando o feixe de nêutrons não for necessário.

HB-2

O tubo de feixe de nêutrons térmicos HB-2 está situado radialmente em relação ao núcleo do reator, olhando diretamente para o combustível. Duas inserções de berílio são instaladas na ponta esférica do tubo de feixe para maximizar o fluxo de nêutrons térmicos dentro do ângulo de aceitação crítico do equipamento de experimento de espalhamento de nêutrons. A cavidade do tubo de feixe externo do vaso do reator tem uma seção transversal retangular que converge verticalmente e diverge horizontalmente de modo que a abertura na janela externa seja um retângulo nominal de 6 polegadas de altura por 10 polegadas de largura. Um conjunto de colimador de aço carbono está localizado logo fora da janela do tubo da viga. Este conjunto de colimador fornece colimação de feixe de nêutrons adicional e abriga um filtro de nêutrons rápido para aumentar a razão sinal-ruído nos instrumentos de espalhamento de nêutrons.

Um obturador rotativo está localizado fora do conjunto de colimador externo. A veneziana é fabricada em aço carbono e concreto de alta densidade. Blocos de concreto de alta densidade são colocados ao redor da veneziana para evitar o fluxo. O objetivo do obturador é fornecer proteção quando o feixe de nêutrons não for necessário.

HB-4

O tubo de feixe da fonte de nêutrons frios HB-4 está situado tangencialmente ao núcleo do reator, de modo que o tubo aponta para o material refletor e não aponta diretamente para o combustível.

Um tubo de vácuo se encaixa bem dentro da seção interna do tubo de feixe HB-4 até a extremidade esférica. O tubo de vácuo contém e isola um vaso moderador de hidrogênio e sua tubulação associada. O vaso moderador contém hidrogênio supercrítico a 17K (nominal). Nêutrons térmicos espalhados no vaso moderador do refletor são espalhados e resfriados pelo hidrogênio de modo que os nêutrons de 4-12 Å espalhados pelo tubo sejam maximizados.

Um colimador interno é instalado na extremidade externa do tubo HB-4. Este colimador é fabricado em aço carbono e revestido com níquel. O colimador fornece três aberturas retangulares. As dimensões externas das aberturas são 1,61 por 4,33 polegadas (41 por 110 mm); 2,17 por 3,65 polegadas (55 por 93 mm); e 1,78 por 4,33 polegadas (45 por 110 mm).

Um obturador rotativo está localizado fora do conjunto de colimador externo. A veneziana é fabricada em aço carbono e concreto de alta densidade. O objetivo do obturador é fornecer proteção quando o feixe de nêutrons não for necessário. O obturador tem disposições para direcionar a linha de transferência de hidrogênio criogênico, hélio gasoso e tubulação a vácuo necessária para suportar a fonte fria.

Instalações de experimento In-Core

Seção transversal do núcleo do reator isotópico de alto fluxo

Posições de Flux Trap

Posições Alvo

Trinta e uma posições de destino são fornecidas na armadilha de fluxo. Essas posições foram originalmente projetadas para serem ocupadas por hastes-alvo usadas para a produção de elementos de transplutônio; entretanto, outros experimentos podem ser irradiados em qualquer uma dessas posições. Uma configuração de cápsula alvo semelhante pode ser usada em várias aplicações. Um terceiro tipo de alvo é projetado para alojar até nove isótopos de 2 polegadas de comprimento ou cápsulas de irradiação de materiais que são semelhantes às cápsulas das instalações para coelhos. O uso deste tipo de cápsula de irradiação simplifica a fabricação, o transporte e o processamento pós-irradiação, o que se traduz em uma economia de custos para o experimentador.

As cápsulas de irradiação de alvo de cada tipo devem ser projetadas de modo que possam ser resfriadas adequadamente pelo fluxo de refrigerante disponível fora das coberturas da haste do alvo. Cargas excessivas de veneno de nêutrons em experimentos em posições de destino são desencorajadas por causa de seus efeitos adversos nas taxas de produção de isótopos de transplutônio e na duração do ciclo de combustível. Esses experimentos requerem coordenação cuidadosa para garantir efeitos mínimos em experimentos adjacentes, duração do ciclo de combustível e brilho do feixe de dispersão de nêutrons. Duas posições estão agora disponíveis para experimentos de alvo instrumentados: posições E3 e E6.

Posições de alvo periférico

Seis posições alvo periféricas (PTPs) são fornecidas para experimentos localizados na borda radial externa da armadilha de fluxo. Fluxos de nêutrons rápidos nessas posições são os mais altos disponíveis para experimentos no reator, embora um gradiente radial acentuado no fluxo de nêutrons térmicos exista neste local.

Como as posições alvo, um tipo de cápsula de PTP está disponível que abriga até nove cápsulas de isótopos ou materiais de irradiação de 2 polegadas (51 mm) que são semelhantes às cápsulas de instalação para coelhos. O uso deste tipo de cápsula de irradiação simplifica a fabricação, o transporte e o processamento pós-irradiação, o que se traduz em uma economia de custos para o experimentador.

As cápsulas de irradiação de PTP de cada tipo devem ser projetadas de modo que possam ser resfriadas adequadamente pelo fluxo de refrigerante disponível. Os experimentos típicos contêm uma carga de veneno de nêutron equivalente àquela associada a 200 gramas (7,1 oz) de alumínio e 35 gramas (1,2 oz) de aço inoxidável, distribuídos uniformemente em um comprimento de 20 polegadas (510 mm). Experimentos de PTP contendo cargas de veneno de nêutrons em excesso ao descrito são desencorajados por causa de seus efeitos adversos nas taxas de produção de isótopos, duração do ciclo de combustível e distribuição de energia do elemento combustível.

Instalação de tubo hidráulico

A instalação de tubo hidráulico (HT) HFIR oferece a capacidade de irradiar materiais por durações menores do que o ciclo de combustível HFIR padrão de ~ 23 dias, o que é ideal para a produção de isótopos médicos de meia-vida curta que requerem recuperação sob demanda. O sistema consiste na tubulação, válvulas e instrumentação necessários para transportar um conjunto de cápsulas de alumínio de 2 12  polegadas (64 mm) de comprimento (chamadas de coelhos) entre a estação de carregamento da cápsula e a armadilha de fluxo no núcleo do reator. A estação de carregamento de cápsulas está localizada no reservatório adjacente ao reservatório do reator. Uma carga completa da instalação consiste em nove cápsulas empilhadas verticalmente.

Normalmente, o fluxo de calor do aquecimento de nêutrons e gama na superfície da cápsula é limitado a 74.000 Btu / h-ft 2 (2,3 x 10 5 W / m 2 ). Além disso, o conteúdo de veneno de nêutron da carga da instalação é limitado de tal forma que o reator não pode ser acionado por uma mudança significativa de reatividade após a inserção e remoção das amostras.

Grandes instalações refletoras de berílio removíveis

Oito posições de irradiação de grande diâmetro estão localizadas no berílio removível (RB) próximo à região de controle. Essas instalações são designadas como RB-1A e -1B, RB-3A e -3B, RB-5A e -5B e RB-7A e -7B. Geralmente são chamadas de posições RB *. A linha central vertical dessas instalações está localizada a 10,75 pol. (27,31 cm) da linha central vertical do reator e elas são revestidas com um revestimento de alumínio permanente com um diâmetro interno de 1,811 pol. (4,6 cm). Essas instalações são projetadas para experimentos instrumentados ou não. O projeto da cápsula instrumentada também pode empregar gases de varredura ou resfriamento conforme necessário. Os condutores dos instrumentos e os tubos de acesso são acomodados por meio de penetrações no flange de cobertura superior e por meio de penetrações especiais na escotilha do vaso de pressão. Quando não estão em uso, essas instalações contêm plugues de berílio ou alumínio. Por causa de sua proximidade com o combustível, os experimentos RB * são cuidadosamente revisados ​​com relação ao seu conteúdo de veneno de nêutrons, que é limitado por causa de seu efeito na distribuição de energia do elemento de combustível e na duração do ciclo de combustível. Essas posições podem acomodar experimentos (ou seja, blindados), tornando-os adequados para irradiação de materiais de fusão. Os usos das instalações RB * incluem a produção de radioisótopos; Irradiações de combustível de reator resfriado a gás de alta temperatura (HTGR); e a irradiação de materiais de reator de fusão candidatos. O último tipo de experimento requer um fluxo rápido de nêutrons. Um fluxo rápido significativo está presente além do fluxo térmico. Para esta aplicação, as cápsulas são colocadas em um forro contendo um veneno de nêutron térmico para adaptação espectral. Esses experimentos são cuidadosamente revisados ​​com relação ao seu conteúdo de veneno de nêutrons e limitados a certas posições para minimizar seu efeito em tubos de feixe de dispersão de nêutrons adjacentes.

Pequenas instalações removíveis de berílio

Quatro posições de irradiação de pequeno diâmetro estão localizadas no berílio removível (RB) perto da região de controle. Essas instalações são designadas como RB-2, RB-4, RB-6 e RB-8. A linha central vertical dessas instalações está localizada a 10,37 pol. (26,35 cm) da linha central vertical do reator e tem um diâmetro interno de 0,5 pol. (1,27 cm). As posições RB pequenas não têm revestimento de alumínio como as instalações RB *. Quando não estão em uso, essas posições contêm plugues de berílio. O uso dessas instalações tem sido principalmente para a produção de radioisótopos. Os limites de conteúdo de veneno de nêutrons e os requisitos de queda de pressão disponíveis para experimentos nessas instalações são os mesmos que nas instalações RB * discutidas anteriormente.

Instalações de plugue de acesso de haste de controle

Oito 0,5 pol. (1,27 cm) as posições de irradiação de diâmetro estão localizadas no refletor semipermanente. O refletor semipermanente é feito de oito peças separadas de berílio, quatro das quais são chamadas de plugues de acesso à haste de controle. Cada plugue de acesso à haste de controle contém duas instalações de irradiação sem revestimento, designadas de CR-1 a CR-8. Cada uma dessas instalações acomoda uma cápsula de experimento semelhante às usadas nas pequenas instalações removíveis de berílio. As linhas centrais verticais de todas as instalações de irradiação de plugue de acesso à haste de controle estão localizadas a 12,68 pol. (32,2 cm) da linha central vertical do reator. Apenas experimentos não instrumentados podem ser irradiados nessas instalações. Quando não estão em uso, essas instalações contêm plugues de berílio. Uma queda de pressão de 10 psi (6,89 x 10 4 Pa) em fluxo total do sistema está disponível para fornecer fluxo de refrigerante do sistema primário para experimentos de resfriamento.

Pequenas instalações de experimento vertical

Dezesseis posições de irradiação localizadas no refletor permanente são chamadas de pequenas instalações de experimentos verticais (VXF). Cada uma dessas instalações tem um forro de alumínio permanente com um diâmetro interno de 1.584 pol. (4,02 cm). As instalações estão localizadas concêntricas com o núcleo em dois círculos de raios de 15,43 pol. (39,2 cm) e 17,36 pol. (44,1 cm), respectivamente. Aqueles localizados no círculo interno (11 no total) são chamados de pequenos VXFs internos. Aqueles localizados no círculo externo (cinco ao todo) são chamados de VXFs pequenos externos. Normalmente, experimentos não instrumentados são irradiados nessas instalações. O VXF-7 é dedicado a uma das instalações de irradiação pneumática que apóia o Laboratório de Análise de Ativação de Nêutrons e não está disponível para outro uso. Uma queda de pressão de aproximadamente 100 psi (6,89 x 10 5 Pa) em fluxo total do sistema está disponível para fornecer fluxo de refrigerante do sistema primário para experimentos de resfriamento. Quando não estão em uso, essas instalações podem conter um tampão de berílio ou alumínio ou um orifício regulador de fluxo e nenhum tampão. Grandes cargas de veneno de nêutrons nessas instalações não são de interesse particular no que diz respeito às perturbações da distribuição de energia do elemento de combustível ou efeitos no comprimento do ciclo de combustível por causa de sua distância do núcleo; entretanto, os experimentos são revisados ​​cuidadosamente com relação ao seu conteúdo de veneno de nêutrons, que é limitado para minimizar seu efeito em tubos de feixe de espalhamento de nêutrons adjacentes.

Grandes instalações verticais para experimentos

Seis posições de irradiação localizadas no refletor permanente são chamadas de grandes instalações experimentais verticais. Essas instalações são semelhantes em todos os aspectos (quanto às características e capacidades) às pequenas instalações de experimentos verticais descritas na seção anterior, exceto quanto à localização e tamanho. Os revestimentos de alumínio nos VXFs grandes têm um diâmetro interno de 2,834 pol. (7,20 cm) e as instalações estão localizadas concêntricas com o núcleo em um círculo de raio de 18,23 pol. (46,3 cm). Quando não estão em uso, essas instalações contêm plugues de berílio ou alumínio. Grandes cargas de veneno de nêutrons nessas instalações não são de interesse particular no que diz respeito às perturbações de distribuição de energia do elemento de combustível ou efeitos na duração do ciclo de combustível por causa de sua distância do núcleo; entretanto, os experimentos são revisados ​​cuidadosamente com relação ao seu conteúdo de veneno de nêutrons, que é limitado para minimizar seu efeito em tubos de feixe de espalhamento de nêutrons adjacentes.

Instalações de engenharia inclinada

Provisões foram feitas para a instalação de até duas instalações de engenharia para fornecer posições adicionais para experimentos. Essas instalações consistem em 4 pol. Tubos de (10,16 cm) -OD que são inclinados para cima 49 ° da horizontal. As extremidades internas dos tubos terminam na periferia externa do berílio. As extremidades superiores dos tubos terminam na face externa da parede da piscina em uma sala de experimentos um andar acima da sala da viga principal. Uma das instalações de engenharia abriga o tubo pneumático PT-2, que foi instalado em 1986.

Instalação de irradiação gama

Elementos de combustível irradiado do reator exibindo radiação Cherenkov

Visão geral

O HFIR Gamma Irradiation Facility é um experimento no High Flux Isotope Reactor projetado para irradiar materiais com radiação gama dos elementos de combustível irradiado na estação de carregamento HFIR na piscina limpa. A Câmara da Instalação de Irradiação Gama é uma câmara de aço inoxidável feita de tubo com espessura de parede de 0,065 para maximizar as dimensões internas da câmara para acomodar amostras tão grandes quanto possível e ainda caber dentro do posto de cádmio das posições da estação de carregamento de combustível irradiado. A câmara interna tem aproximadamente 3 14  polegadas (83 mm) de diâmetro interno e acomoda amostras de até 25 polegadas (640 mm) de comprimento.

Existem duas configurações para a montagem da câmara, com a única diferença sendo os plugues. A configuração não instrumentada tem um tampão superior que é usado para a instalação das amostras e para apoiar as linhas de gás inerte e manter um ambiente estanque enquanto está debaixo d'água. A configuração instrumentada tem uma extensão de câmara acima da câmara e um "umbilical" para permitir linhas de gás inerte, cabos elétricos e cabos de instrumentação para um experimento instrumentado para conectar com controles de aquecedor e equipamento de teste de instrumentação na sala de experimento.

Um painel de controle de gás inerte na sala de experimentos é necessário para fornecer fluxo de gás inerte e alívio de pressão para a câmara. A pressão do gás inerte é mantida em aproximadamente 15 psig para garantir que qualquer vazamento da câmara seja da câmara para a piscina e não haja vazamento de água.

As amostras na câmara podem ser suportadas pelo fundo da câmara ou pelo plugue (apenas configuração não instrumentada).

Taxas de dose de radiação e doses acumuladas

A caracterização da superfície interna da câmara foi realizada e as taxas de dose gama neste local foram confirmadas. Podem ser fornecidas taxas de dose gama de até 1.8E + 08. A seleção de um elemento de combustível usado adequado pode fornecer essencialmente qualquer taxa de dosagem necessária. Por causa das reações secundárias na amostra e nos materiais do suporte na câmara, criamos modelos neutrônicos para estimar as taxas de dose reais para as amostras em diferentes suportes e em diferentes locais dentro da câmara. As taxas de dose de pico estão perto do centro vertical da câmara e na linha central horizontal da câmara. Há uma distribuição quase simétrica da taxa de dosagem de cima para baixo da câmara. O pessoal do HFIR está disponível para ajudar no projeto de porta-amostras pelos usuários para atingir as doses acumuladas e taxas de dose necessárias. A temperatura das amostras da taxa de dose necessária pode ser estimada.

Temperaturas

Irradiações realizadas recentemente mostraram que as temperaturas do aquecimento gama podem ser muito altas, excedendo 500 ° F (260 ° C) em elementos de combustível irradiado. A localização das amostras perto da parede da câmara ou design de suporte para transferir calor para a parede da câmara pode ser usada para diminuir a temperatura da amostra. A seleção de um elemento de combustível usado mais degradado com uma taxa de dosagem mais baixa pode ser necessária se os limites de temperatura forem uma preocupação.

As temperaturas mínimas mantidas são em torno de 100 ° F (38 ° C) (a temperatura da água limpa da piscina). O uso de elementos de aquecimento elétrico e / ou inundação com gás inerte (argônio ou hélio) permite temperaturas controladas acima de 100 ° F (38 ° C).

Análise de ativação de nêutrons

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A análise de ativação de nêutrons (NAA) é uma técnica analítica poderosa usada para sondar a composição elementar de uma ampla variedade de materiais. NAA goza de sensibilidade e precisão muito altas e geralmente é praticado de forma não destrutiva. As amostras são bombardeadas com nêutrons e as emissões dos radioisótopos produzidos são analisadas para determinar seu número e identidade. Vários laboratórios universitários, governamentais e industriais, tanto nacionais como estrangeiros, empregam a NAA para estudar evidências forenses, materiais lunares e meteoríticos, materiais avançados e materiais de alta pureza. NAA é livre de efeitos de "matriz" clássicos e é capaz de medições muito precisas, tendo limites de detecção comumente nas frações de PPM.

O NAA baseado em reator foi executado pela primeira vez no Reator de Grafite no que agora é ORNL. A instalação PT-1 foi instalada no HFIR em 1970 e foi atualizada em 1987, quando a instalação PT-2 foi adicionada. Ambas as instalações terminam na parte do refletor de berílio permanente do reator e facilitam a transferência de amostras de e para o reator. A instalação PT-1 apresenta o maior fluxo de nêutrons térmicos do mundo ocidental e oferece muitas vantagens em sensibilidade para determinações de nível de ultra-traços e para produção limitada de isótopos. A instalação PT-2 oferece um fluxo altamente termalizado juntamente com contagem de nêutrons atrasada, dando a capacidade de medir quantidades muito baixas de materiais físseis em minutos.

Não Proliferação Nuclear

A análise de nêutrons atrasados ​​pode ser usada para a triagem precisa de vários materiais para conteúdo físsil. A determinação requer apenas seis minutos e apresenta um limite de detecção de 15 picogramas. Amostras de manchas, vegetação, solo, rocha, plásticos, madeira, metal e areia são igualmente passíveis de análise retardada de nêutrons. Esta ferramenta facilita os esforços da Agência Internacional de Energia Atômica da AIEA para estabelecer um monitoramento de área ampla e permite que os inspetores individuais obtenham um grande número de amostras na esperança de encontrar as evidências necessárias. Ao rastrear essas amostras, os custos muito elevados da análise destrutiva são necessários apenas para as amostras consideradas interessantes. A análise de nêutrons atrasados ​​está se tornando cada vez mais útil para esses estudos.

Uma aplicação recente envolve a irradiação de dispositivos de memória programáveis ​​que foram revestidos com uma pequena quantidade de um isótopo físsil. Os eventos de fissão induzidos na irradiação podem ser rastreados espacialmente, comparando os valores na memória com aqueles atribuídos à memória inicialmente; as áreas de diferenças são atribuídas a danos causados ​​pelos eventos de fissão. Este trabalho pode auxiliar os esforços na análise de partículas microscópicas que podem conter evidências de atividades nucleares não declaradas, localizando tais partículas.

Ambiental

O NAA é adequado para determinar cerca de dois terços dos elementos conhecidos em materiais geológicos e biológicos. Vários projetos foram facilitados pela NAA que, de outra forma, seriam muito desafiadores ou impossíveis por outros métodos. A contaminação por mercúrio na área de Oak Ridge, os níveis de base do solo para muitos elementos e a proporção isotópica de urânio nos solos e vegetação da área de Oak Ridge foram todos realizados em média e grande escala. A química e a história da lua da Terra foram elucidadas pelo NAA e muitos meteoritos diferentes foram estudados. Os oligoelementos foram determinados em ossos e tecidos de animais para os esforços de compreender os efeitos da poluição do habitat. O destino dos dinossauros foi investigado através da análise do elemento, irídio , em osso fossilizado datado quase no tempo de impactos de meteoritos conhecidos. Recentemente, estratégias de biorremediação foram examinadas e as taxas de absorção de elementos pesados ​​foram determinadas em plantas e animais indígenas.

forense

Desde o seu início, o NAA tem sido uma ferramenta para investigações forenses de elementos traço. Chumbo de bala e jaqueta, tinta, latão, plástico, cabelo e muitos outros materiais são freqüentemente de interesse para investigações criminais. No ORNL, investigações envolvendo os presidentes Kennedy e Taylor, investigação de vândalos em cavernas e investigações de homicídio foram realizadas. ORNL está em negociações com cientistas do Laboratório Nacional de Brookhaven para continuar sua investigação antropogênica de mármore e escultura antigos, após o desligamento permanente do reator de Brookhaven.

Produção Isotópica

Pequenas quantidades de vários isótopos foram formadas na instalação PT-1 ao longo dos anos. Traçadores para estudos em animais, produtos farmacêuticos radiomarcados, fontes de testes de tratamento de câncer e fontes de apoio a estudos de materiais foram preparados de maneira barata. A instalação PT-1 representa o acesso mais rápido ao reator e geralmente o menor custo para produção de isótopos em baixa quantidade. Recentemente, fontes de densitometria gama compostas por 169 Yb foram preparadas e podem ser preparadas sob demanda em um futuro previsível.

Metrologia Ultra-Trace

Muitos elementos podem ser medidos com facilidade e precisão no nível de partes por trilhão usando o NAA. ORNL tem auxiliado empresas privadas com pesquisas aplicadas sobre as propriedades dos materiais de partida de fibra óptica e sua relação com a concentração de oligoelementos e descobriu que a frequência de quebra depende da concentração de certos elementos. Os filmes de diamante e diamante foram analisados ​​para impurezas de ultra-traços e as determinações do ORNL foram as primeiras a serem relatadas no diamante sintético a granel. ORNL também determinou urânio e tório em cintilador orgânico no nível 1e-15 g / g. O cintilador deve ser usado em um projeto de detecção de neutrino no Japão que requer material o mais livre de radioatividade natural possível.

Irradiação de Materiais

Os efeitos combinados da radiação de nêutrons e gama nos materiais são de interesse para pesquisas de materiais avançados, pesquisas de energia de fusão e para a produção de componentes e sistemas endurecidos . Um exemplo recente é a investigação de resposta à dose de materiais cerâmicos de espelho dicróicos para o programa de pesquisa de energia de fusão. As instalações PT-1 e PT-2 são adequadas para preencher o nicho entre os fluxos muito altos na região alvo de HFIR e os muito mais baixos nos tubos de feixe.

Referências

links externos

Coordenadas : 35,9181 ° N 84,3040 ° W 35 ° 55′05 ″ N 84 ° 18′14 ″ W  /   / 35.9181; -84,3040