El Aircraft Reactor Experiment ( ARE ) fue un reactor nuclear experimental diseñado para probar la viabilidad de reactores de combustible líquido, alta temperatura y alta densidad de potencia para la propulsión de aeronaves supersónicas . Operó entre el 8 y el 12 de noviembre de 1954 en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) con una potencia máxima sostenida de 2,5 megavatios (MW) y generó un total de 96 MW-hora de energía. [1]
El ARE fue el primer reactor en utilizar combustible de sales fundidas en circulación . Los cientos de ingenieros y científicos que trabajan en las proporcionan datos técnicos, las instalaciones, el equipo y la experiencia que han permitido el desarrollo más amplio de reactores de sales fundidas , así como metal líquido reactores refrigerados .
Fondo
El concepto de avión de propulsión nuclear fue estudiado formalmente por primera vez en mayo de 1946 por las Fuerzas Aéreas del Ejército de los EE. UU . [2] Se suponía que las características únicas de la energía nuclear podían aplicarse al vuelo supersónico de largo alcance, que se consideraba muy valioso en términos de estrategia militar. Los desafíos en la propuesta se entendieron de inmediato, y en 1950 la Comisión de Energía Atómica se unió a la Fuerza Aérea para estudiar las posibilidades a través del desarrollo de tecnología en el programa de Propulsión Nuclear de Aeronaves (ANP).
El personal de ORNL del proyecto ANP decidió que la información técnica y la experiencia necesarias para apoyar el objetivo del vuelo de propulsión nuclear podrían obtenerse de manera más económica mediante la construcción y operación del ARE. Consideraron que la tarea de volar un avión supersónico con energía nuclear era extremadamente compleja, y pensaron que podría ser necesario más de un reactor experimental antes de obtener la información suficiente para diseñar y construir un reactor para el vuelo.
Originalmente, el ARE se concibió como un reactor de combustible sólido moderado con óxido de berilio (BeO) refrigerado por metal de sodio líquido . Los bloques moderadores BeO se compraron con el diseño de combustible sólido en mente. Sin embargo, las preocupaciones con respecto a la estabilidad de la reacción en cadena relacionada con el xenón en el combustible sólido a temperaturas muy altas eran lo suficientemente graves como para justificar el abandono del combustible sólido y su reemplazo por combustible fluido en circulación. En el diseño original se incorporó una opción de combustible líquido con sal de fluoruro fundida. [3]
Reactor
El ARE fue diseñado para ser un prototipo de un reactor de avión de combustible circulante moderado por BeO de 350 megavatios. Se utilizó un combustible compuesto de 53,09% en moles de NaF, 40,73% en moles de ZrF 4 y 6,18% en moles de UF 4 . [1] El reactor era un cilindro de BeO con tubos doblados que dirigían el flujo de combustible a través del núcleo en ambas direcciones. Estaba rodeado por una concha de Inconel . [4] : 44 La vida operativa del ARE apuntaba a 1000 horas, con el mayor tiempo posible al nivel de potencia total de 3 megavatios. La temperatura de diseño del combustible era de 820 ° C (1,500 ° F), con un aumento de temperatura de 180 ° C (350 ° F) en el núcleo, aunque la temperatura máxima alcanzó los 860 ° C (1,580 ° F) en funcionamiento constante y alcanzó un máximo de 1,620 ° F (882 ° C) en transitorios. 46 US gal (170 l) de combustible fluyeron a través del reactor por minuto a una presión del núcleo de aproximadamente 40 psi (2,8 bar). Se bombeó sodio a través del reactor a una velocidad de 570 l (150 gal EE.UU.) por minuto con aproximadamente 3,4 bar (50 psi) de presión. [1]
La sal de combustible transfirió calor a un circuito de helio , que luego transfirió el calor al agua. Además, los bloques reflector y moderador se enfriaron con un circuito de enfriamiento de metal de sodio líquido, que también transfirió calor al helio y luego al agua.
El reactor contenía una fuente de neutrones (15 curies de polonio-berilio), una varilla reguladora y tres varillas de calce de carburo de boro enfriadas con helio . El experimento se equipó con dos cámaras de fisión , dos cámaras de ionización compensadas y 800 termopares .
El sistema de control ARE podría bloquear automáticamente el reactor en función de un alto flujo de neutrones , un período de reactor rápido , una temperatura alta del combustible de salida del reactor, una temperatura baja del combustible del intercambiador de calor, una tasa de flujo de combustible baja y una pérdida de energía fuera del sitio.
Programa de Desarrollo
La cámara del intercambiador de calor ocupaba mucho más espacio que el reactor y las cámaras del tanque de descarga.
Los ambiciosos objetivos y la importancia militar de la ANP catalizaron una cantidad significativa de investigación y desarrollo de sistemas complejos en entornos desafiantes de alta temperatura y alta radiación .
Los estudios sobre corrosión y manipulación de sodio caliente comenzaron en 1950.
Las investigaciones de los problemas de ingeniería y fabricación involucrados en el manejo de sales de fluoruro fundidas comenzaron en 1951 y continuaron hasta 1954. Se operaron circuitos de prueba de corrosión por convección natural para seleccionar combinaciones adecuadas de materiales y combustibles. Estudios posteriores en lazos de prueba de circulación forzada establecieron medios para minimizar la corrosión y la transferencia de masa .
El desarrollo de bombas, intercambiadores de calor , válvulas , instrumentación de presión y trampas frías abarcó desde finales de 1951 hasta el verano de 1954. Gran parte del trabajo se basó en una amplia experiencia a temperaturas más bajas del Laboratorio Nacional de Argonne y el Laboratorio de Energía Atómica de Knolls .
Debían desarrollarse técnicas relativas a la construcción, precalentamiento, instrumentación y aislamiento de circuitos fiables a prueba de fugas de alta temperatura fabricados con Inconel . Descubrieron que era necesaria una construcción totalmente soldada.
En total, el desarrollo de equipos en apoyo del funcionamiento a prueba de fugas a alta temperatura duró unos cuatro años. [5]
El Informe resumido de peligros ARE [6] se publicó el 24 de noviembre de 1952.
Se montó una maqueta crítica de baja temperatura del reactor para verificar los modelos de cálculo. Los bloques moderadores de BeO se equiparon con tubos rectos llenos de una mezcla de polvo para simular el combustible. Se midieron la masa crítica, el valor de la barra de regulación, el valor de la barra de seguridad, las distribuciones de flujo de neutrones y los coeficientes de reactividad de una amplia variedad de materiales. [7]
La construcción del edificio de la instalación de prueba comenzó el 6 de julio de 1951. [4] : 125
Operación y experimentos
El ARE se operó con éxito. Se volvió crítico con una masa de 32,8 libras (14,9 kg) de uranio-235 . Era muy estable como resultado de su fuerte coeficiente negativo de temperatura del combustible (medido a -9.8e-5 dk / k / ° F).
El conjunto se ensambló suficientemente por primera vez el 1 de agosto de 1954, momento en el que comenzó una operación de tres turnos para las pruebas. El metal caliente de sodio fluyó a través del sistema a partir del 26 de septiembre para probar el equipo y la instrumentación del proceso. Los problemas con los sistemas de purificación y ventilación de sodio requirieron reparaciones prolongadas. Después de varias descargas y recargas de sodio, la sal portadora se introdujo en el sistema el 25 de octubre. El combustible se agregó por primera vez al reactor el 30 de octubre de 1954. La criticidad inicial se alcanzó a las 3:45 pm del 3 de noviembre, después de un proceso minucioso y cuidadoso de agregar el combustible enriquecido . Gran parte de los cuatro días se dedicó a retirar tapones y reparar fugas en la línea de enriquecimiento.
Periódicamente se tomaron una serie de muestras de combustible. En particular, mostraron un aumento en el contenido de cromo a una tasa de 50 ppm / día, lo que indica una rápida corrosión de las tuberías de combustible.
Se realizaron una serie de experimentos en el ARE apoyando su misión. [1]
- Experimento crítico
- Medición subcrítica del coeficiente de temperatura del reactor
- Determinación de potencia a 1 vatio (nominal)
- Calibración de varilla de regulación frente a adición de combustible
- Características del sistema de combustible
- Determinación de potencia a 10 vatios
- Calibración de varilla de regulación frente al período del reactor
- Calibración de la varilla de ajuste frente a la varilla de regulación
- Efecto del flujo de combustible sobre la reactividad
- Medición de baja potencia del coeficiente de temperatura del reactor
- Ajuste de la posición de la cámara
- Aproximación a la potencia: funcionamiento de 10 kW
- Prueba del sistema de gases de escape
- Aproximación a la energía: corridas de 100 kW a 1 MW
- Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del combustible.
- Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del reactor
- Arranque del reactor por coeficiente de temperatura
- Coeficiente de temperatura de sodio
- Efecto de un dólar de reactividad
- Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del reactor
- Coeficiente de temperatura del moderador
- Xenon funciona a plena potencia
- Efectos de la reactividad del flujo de sodio
- Acumulación de xenón a una décima parte de la potencia máxima
- Funcionamiento a máxima potencia
A las 4:19 pm del 8 de noviembre, durante el ascenso a alta potencia, el reactor se apagó debido a las altas mediciones de radiactividad en el aire en el sótano. Parecía que las conexiones de gas a la bomba de combustible principal tenían fugas de gases y vapores de productos de fisión a los pozos, y los pozos se filtraban al sótano a través de sellos defectuosos en algunos paneles de conexiones eléctricas. Se tendió una tubería de 2 pulgadas (5 cm) desde los pozos 1,000 pies (300 m) al sur hasta un valle deshabitado. Se utilizaron compresores portátiles y un chorro para llevar las fosas a una presión subatmosférica durante el resto del experimento. Los detectores de radiación de seguridad pararon el reactor varias veces durante el reinicio y se retiraron para estar más lejos del reactor. Finalmente, el reactor volvió a ponerse en marcha y alcanzó una potencia alta.
El 12 de noviembre se demostró el funcionamiento del reactor al personal de la Fuerza Aérea y la ANP que se habían reunido en ORNL para una reunión informativa trimestral. El seguimiento de la carga se demostró encendiendo y apagando los sopladores. Con todos los objetivos operativos alcanzados, se tomó la decisión de cesar la operación. El coronel Clyde D. Gasser estaba visitando el laboratorio en ese momento y fue invitado a oficiar la terminación del experimento. A las 8:04 pm, cerró el reactor por última vez.
Se publicó mucha información sobre el funcionamiento del reactor, incluidos registros experimentales detallados, seguimientos de energía y un total de 33 lecciones aprendidas. [1]
Desmantelamiento
Entre el apagado y el vaciado de combustible, se requirió que el personal operativo usara máscaras de gas debido al alto nivel de radiactividad en el aire, que se debió a una fuga de gas de escape, que nunca se localizó exactamente. [8] El 13 de noviembre, el combustible se transfirió al tanque de descarga de combustible. La sal portadora presurizada enjuagó las tuberías y diluyó el tanque de descarga. La sal de lavado se calentó a 100 ° F (38 ° C) por encima de la temperatura del sistema y se bombeó a través de los canales de combustible. Los operadores observaron los termopares para asegurarse de que la sal fluyera por todos los canales.
Después del vaciado de combustible, el personal operativo tuvo que evacuar el edificio durante una hora después de que el gas de la operación de purga de combustible que se había descargado de la chimenea descendió y entró en los ventiladores en el techo del edificio. El sistema de sodio se drenó sin incidentes.
Se suspendieron dos protectores de plomo planos de 1,8 m (6 pies) por 1,2 m (4 pies ) con un grosor de 5,1 cm (2 pulgadas) en la celda del intercambiador de calor para proteger al personal de desmantelamiento de la radiación de los sistemas de combustible.
Primero se cortaron las líneas de agua. Luego, las líneas de sodio se cortaron con sierras para metales y se sellaron inmediatamente con varias capas de cinta adhesiva. Se limpió la bomba de sodio y se retiró el impulsor para examinarlo. Cuando se retiraron la bomba de sodio y el intercambiador de calor, el campo de radiación en la habitación aumentó a 600 mrem / h. El equipo había estado protegiendo el área de la radiación del sistema de combustible.
El sistema de combustible se desmanteló cuidadosamente a partir de febrero de 1955. El tazón de la bomba de combustible principal se inspeccionó a 900 mrem / ha 5 pies (2 m). Se construyó una trituradora portátil que se podía operar desde dentro de una caja de plomo para cortar las líneas de combustible cerca de la lata del reactor. Una vez que estuvo libre, el reactor se trasladó a almacenamiento y luego a un cementerio. El combustible en el tanque de descarga estaba programado para ser reprocesado.
Se tomaron alrededor de 60 muestras de equipo y material para un análisis y examen detallado. Se realizaron pruebas metalográficas, de activación , visuales, estereofotográficas y de fugas.
Seguimiento
Después de la operación de ARE, el proyecto ANP continuó con planes para construir un experimento más grande, la Prueba de Reactor de Aeronave (ART) de 60 MW. [9] El ART iba a ser un núcleo Be-moderado, Be-reflejado, alimentado por NaF-ZrF 4 -UF 4 con sodio metálico como refrigerante reflector y NaK como refrigerante secundario. Su escudo estaba hecho de plomo y agua boratada.
El edificio 7503 en ORNL se volvió a excavar significativamente en un proyecto de extensión que incluía nuevas excavaciones profundas para acomodar el ART, pero el programa se canceló antes de que se realizara el nuevo experimento. [10] El edificio y las instalaciones luego pasaron a albergar el Experimento del Reactor de Sal Fundida .
Referencias
- ^ a b c d e Cottrell, W. B .; Hungerford, H. E .; Leslie, J. K .; Meem, J. L. (6 de septiembre de 1955). Experimento de Operación del Reactor de Aeronave (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. pag. 1. OSTI 4237975 . ORNL-1845.
- ^ Gantz, Kenneth F., ed. (1960). Vuelo nuclear: Programas de la Fuerza Aérea de los Estados Unidos para Jets Atómicos, Misiles y Cohetes . Nueva York: Duell, Sloan y Pearce. hdl : 2027 / mdp.39015001555146 .
- ^ Bettis, E. S .; Schroeder, R. W .; Cristy, G. A .; Savage, H. W .; Affel, R. G .; Hemphill, L. F. (1957). "El experimento del reactor de aeronave: diseño y construcción". Ciencia e Ingeniería Nuclear . 2 (6): 804–825. doi : 10.13182 / NSE57-A35495 .
- ^ a b Cottrell, William B., ed. (2 de junio de 1952). Programa de reactores del Proyecto de Propulsión Nuclear de Aeronaves (PDF) (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. ORNL-2465 . Consultado el 10 de enero de 2021 .
- ^ Savage, H. W .; Whitman, G. D .; Cobb, W. G .; McDonald, W. B. (15 de febrero de 1958). Componentes de los circuitos de sal fundida y sodio del Experimento del Reactor de Aeronave (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. pag. 1. OSTI 4308571 . ORNL-2348.
- ^ Cottrell, W. B., ed. (24 de noviembre de 1952). Informe resumido de peligros del experimento de un reactor de aeronave (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. OSTI 4704625 . ORNL-1407.
- ^ Callihan, Dixon; Scott, Dunlap (28 de octubre de 1953). Montaje crítico preliminar para el Experimento del Reactor de Aeronave (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. OSTI 4361426 . ORNL-1634.
- ^ Cottrell, W. B .; Crabtree, T. E .; Davis, A. L .; Piper, W. G. (2 de abril de 1958). Desmontaje y examen postoperatorio del Experimento del Reactor de Aeronave (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. pag. 4. OSTI 4223435 . ORNL-1868.
- ^ Fraas, A. P .; Savolainen, A. W. (21 de diciembre de 1956). Informe de diseño de la Prueba de Reactor de Aeronave (PDF) (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. ORNL-2095 . Consultado el 10 de enero de 2021 .
- ^ Ferguson, W. F .; McQuilkin, F. R .; Robinson, G. C .; Stulting, R. D. (21 de noviembre de 1958). Informe de terminación de la construcción de la instalación de ART (PDF) (Informe). Laboratorio Nacional de Oak Ridge. ORNL-2465 . Consultado el 10 de enero de 2021 .