Flygplansreaktorexperiment
Aircraft Reactor Experiment ( ARE ) var en experimentell kärnreaktor designad för att testa genomförbarheten av reaktorer med flytande bränsle, hög temperatur och hög effekttäthet för framdrivning av överljudsflygplan . Den fungerade mellan 8-12 november 1954 vid Oak Ridge National Laboratory (ORNL) med en maximal upprätthållen effekt på 2,5 megawatt (MW), och genererade totalt 96 MW-timmar energi.
ARE var den första reaktorn som använde cirkulerande smält saltbränsle . De hundratals ingenjörer och forskare som arbetar på ARE tillhandahöll tekniska data, faciliteter, utrustning och erfarenhet som möjliggjorde en bredare utveckling av reaktorer med smält salt och flytande metallkylda reaktorer .
Bakgrund
Begreppet kärnkraftsdrivna flygplan studerades först formellt i maj 1946 av US Army Air Forces . Det antogs att kärnkraftens unika egenskaper kunde tillämpas på överljudsflygning med lång räckvidd, vilket ansågs mycket värdefullt ur militärstrategiskt hänseende. Utmaningar i förslaget förstods omedelbart och 1950 Atomenergikommissionen samman med flygvapnet för att studera möjligheterna via teknikutveckling i programmet Aircraft Nuclear Propulsion ( ANP).
ORNL-personalen i ANP-projektet beslutade att teknisk information och erfarenhet som behövs för att stödja målet med kärnkraftsdriven flygning mest ekonomiskt skulle kunna erhållas genom att bygga och driva ARE. De ansåg att uppgiften att flyga ett överljudsflygplan på kärnenergi var ytterst komplex, och trodde att mer än en experimentell reaktor kan vara nödvändig innan tillräcklig information erhölls för att designa och konstruera en reaktor för flygning.
Ursprungligen var ARE tänkt som en flytande natriummetallkyld berylliumoxid ( BeO)-modererad fastbränslereaktor. BeO moderatorblocken köptes med fastbränsledesignen i åtanke. Oron för kedjereaktionsstabilitet relaterad till xenon i fast bränsle vid mycket höga temperaturer var dock tillräckligt allvarliga för att motivera att man skulle överge fast bränsle och ersätta det med cirkulerande flytande bränsle. Ett vätskedrivet alternativ med smält fluorsalt arbetades in i den ursprungliga designen.
Reaktor
ARE designades för att vara en prototyp av en 350 megawatts, BeO-modererad, flygplansreaktor med cirkulerande bränsle. Den använde ett bränsle bestående av 53,09 mol-% NaF, 40,73 mol-% ZrF 4 och 6,18 mol-% UF 4 . Reaktorn var en BeO-cylinder med böjda rör som riktade strömmande bränsle genom härden i båda riktningarna. Den var omgiven av ett Inconel -skal. AREs livslängd var 1000 timmar, med så mycket tid som möjligt vid full effektnivå på 3 megawatt. Konstruktionsbränsletemperaturen var 1 500 °F (820 °C), med en temperaturstegring på 350 °F (180 °C) över kärnan, även om topptemperaturen nådde 1 580 °F (860 °C) i stadig drift och nådde en topp på 1 620 °F (882 °C) i transienter. 46 US gal (170 L) bränsle strömmade genom reaktorn per minut vid ett härdtryck av cirka 40 psi (2,8 bar). Natrium pumpades genom reaktorn med en hastighet av 150 US gal (570 L) per minut med cirka 50 psi (3,4 bar) tryck.
Bränselsaltet överförde värme till en heliumslinga , som sedan överförde värmen till vatten. Dessutom kyldes reflektor- och moderatorblocken med en kylslinga av flytande natriummetall, som också överförde värme till helium och sedan vatten.
Reaktorn innehöll en neutronkälla (15 curies polonium-beryllium), en reglerstav och tre heliumkylda borkarbidshimsstavar . Experimentet var instrumenterat med två fissionskammare, två kompenserade joniseringskammare och 800 termoelement .
ARE-kontrollsystemet kan automatiskt förvränga reaktorn baserat på högt neutronflöde , snabb reaktorperiod , hög reaktorutloppsbränsletemperatur, låg värmeväxlarbränsletemperatur, lågt bränsleflöde och förlust av effekt utanför anläggningen.
Utvecklingsprogram
Värmeväxlarkammaren tog betydligt mer plats än reaktor- och tipptankkamrarna.
De ambitiösa målen och militära betydelsen av ANP katalyserade en betydande mängd forskning och utveckling av komplexa system i utmanande miljöer med hög temperatur och hög strålning .
Studier av korrosion och varm natriumhantering började 1950.
Undersökningar av ingenjörs- och tillverkningsproblemen involverade i hanteringen av smälta fluoridsalter började 1951 och fortsatte till och med 1954. Korrosionstestslingor med naturlig konvektion användes för att nedvälja lämpliga material- och bränslekombinationer. Efterföljande studier i testslingor med tvångscirkulation etablerade medel för att minimera korrosion och massöverföring .
Utvecklingen av pumpar, värmeväxlare , ventiler , tryckinstrumentering och kylfällor sträckte sig från sent 1951 till sommaren 1954. Mycket av arbetet baserades på omfattande erfarenhet vid lägre temperatur från Argonne National Laboratory och Knolls Atomic Power Laboratory .
Tekniker måste utvecklas för konstruktion, förvärmning, instrumentering och isolering av pålitliga läcktäta högtemperaturkretsar gjorda av Inconel . De fann att helsvetsad konstruktion var nödvändig.
Sammantaget varade utvecklingen av utrustning till stöd för högtemperaturläckagetät drift cirka fyra år.
ARE Hazards Summary Report utfärdades den 24 november 1952.
En lågtemperaturkritisk mockup av reaktorn sattes ihop för att verifiera beräkningsmodellerna. BeO-moderatorblocken försågs med raka rör fyllda med en pulverblandning för att simulera bränslet. Kritisk massa, regleringsstavens värde, säkerhetsstavens värde, neutronflödesfördelningar och reaktivitetskoefficienter för en mängd olika material mättes.
Bygget av testanläggningsbyggnaden började den 6 juli 1951.
Drift och experiment
ARE kördes framgångsrikt. Det blev kritiskt med en massa på 32,8 lb (14,9 kg) uran-235 . Den var mycket stabil som ett resultat av sin starka negativa bränsletemperaturkoefficient (mätt till -9,8e-5 dk/k/°F).
Monteringen var först tillräckligt sammansatt den 1 augusti 1954, vid vilken tidpunkt en treskiftsoperation påbörjades för tester. Varm natriummetall flödades genom systemet med början den 26 september för att testa processutrustningen och instrumenteringen. Problem med natriumventilen och natriumreningssystemen krävde långa reparationer. Efter flera sodiumdumpar och omladdningar infördes bärarsalt i systemet den 25 oktober. Bränsle tillsattes för första gången i reaktorn den 30 oktober 1954. Initial kritik nåddes klockan 15:45 den 3 november, efter en mödosam och noggrann process med att tillsätta det anrikade bränslet. En stor del av de fyra dagarna gick åt till att ta bort pluggar och reparera läckor i anrikningslinjen.
En serie bränsleprover togs med jämna mellanrum. Mest anmärkningsvärt visade de en ökning av kromhalten med en hastighet av 50 ppm/dag, vilket tyder på snabb korrosion av bränslerören.
En serie experiment utfördes i ARE för att stödja dess uppdrag.
- Kritiskt experiment
- Subkritisk mätning av reaktortemperaturkoefficient
- Effektbestämning vid 1 watt (nominell)
- Reglera stavkalibrering vs. bränsletillsats
- Bränslesystemets egenskaper
- Effektbestämning vid 10 watt
- Reglera stavkalibrering vs. reaktorperiod
- Kalibrering av mellanläggsstav vs. reglerstav
- Effekt av bränsleflöde på reaktivitet
- Lågeffektmätning av reaktortemperaturkoefficient
- Justering av kammarposition
- Inställning till effekt: 10-kW körning
- Test av avgassystem
- Inställning till effekt: 100-kW till 1-MW körningar
- Högeffektsmätning av bränsletemperaturkoefficienten
- Högeffektsmätning av reaktortemperaturkoefficienten
- Reaktorstart på temperaturkoefficient
- Natriumtemperaturkoefficient
- Effekten av en dollar av reaktivitet
- Högeffektsmätning av reaktortemperaturkoefficient
- Moderator temperaturkoefficient
- Xenon körs på full effekt
- Reaktivitetseffekter av natriumflöde
- Xenonuppbyggnad vid en tiondel av full effekt
- Drift med maximal effekt
Klockan 16:19 den 8 november, under uppstigningen till hög effekt, stängdes reaktorn av på grund av höga luftburna radioaktivitetsmätningar i källaren. Det visade sig att gaskopplingarna till huvudbränslepumpen läckte av klyvningsprodukter in i groparna, och att groparna läckte in i källaren genom defekta tätningar i vissa elektriska kopplingspaneler. En 2 tum (5 cm) rörledning kördes från groparna 1 000 fot (300 m) söderut in i en obebodd dal. Bärbara kompressorer och en stråle användes för att få groparna till underatmosfäriskt tryck under resten av experimentet. Säkerhetsstrålningsdetektorerna stängde av reaktorn några gånger under omstart och drogs tillbaka för att vara längre bort från reaktorn. Så småningom startade reaktorn igen och nådde hög effekt.
Den 12 november demonstrerades driften av reaktorn för flygvapnets och ANP-personal som hade samlats på ORNL för ett kvartalsvis informationsmöte. Lastföljning demonstrerades genom att slå på och av fläktarna. Med alla operativa mål uppnådda togs beslutet att upphöra med verksamheten. Överste Clyde D. Gasser besökte labbet vid denna tidpunkt och blev inbjuden att förrätta avslutandet av experimentet. Klockan 20:04 klämde han reaktorn för sista gången.
Mycket information publicerades om driften av reaktorn, inklusive detaljerade experimentella loggar, kraftspår och totalt 33 lärdomar.
Avveckling
Mellan avstängning och bränsledumpning krävdes driftpersonalen att bära gasmasker på grund av den höga nivån av luftburen radioaktivitet, vilket berodde på en avgasläcka, som aldrig var exakt lokaliserad. Den 13 november överfördes bränslet till bränsletömningstanken. Trycksatt bärarsalt spolade rören och spädde ut tömningstanken. Spolsalt värmdes till 100 °F (38 °C) över systemtemperaturen och pumpades genom bränslekanalerna. Operatörer observerade termoelementen för att säkerställa att spolsalt flödade i alla kanaler.
Två platta 6 fot (1,8 m) gånger 4 fot (1,2 m) blysköldar med 2 tum (5,1 cm) tjocklek hängdes upp i värmeväxlarcellen för att skydda avvecklingspersonal från strålning från bränslesystemen.
Vattenledningar kapades först. Sedan skars natriumlinjer med hacksågar och förseglade omedelbart med flera lager maskeringstejp. Natriumpumpen rengjordes och impellern avlägsnades för undersökning. När natriumpumpen och värmeväxlaren togs bort ökade strålningsfältet i rummet till 600 mrem /h. Utrustningen hade skyddat området från strålningen från bränslesystemet.
Bränslesystemet demonterades försiktigt med början i februari 1955. Huvudbränslepumpens skål undersöktes vid 900 mrem/h vid 5 fot (2 m). En bärbar kvarn som kunde drivas inifrån en blylåda byggdes för att skära av bränsleledningarna nära reaktorburken. När den väl var ledig flyttades reaktorn till förråd och senare till en gravplats. Bränslet i tömningstanken var tänkt att upparbetas.
Ett 60-tal prover av utrustning och material togs för detaljerad analys och undersökning. Metallografiska, aktiverings- , visuella, stereofotografiska och läckagetester utfördes.
Uppföljning
Efter att ARE opererats gick ANP-projektet vidare med planer på att bygga ett större experiment, 60 MW Aircraft Reactor Test (ART). ART skulle vara en NaF-ZrF 4 -UF 4 -driven, Be-modererad, Be-reflekterad kärna med natriummetall som reflektorkylvätska och NaK som sekundär kylvätska. Dess sköld var gjord av bly och borerat vatten.
Byggnad 7503 vid ORNL omgrävdes avsevärt i ett förlängningsprojekt inklusive nya djupa utgrävningar för att rymma ART, men programmet avbröts innan det nya experimentet utfördes. Byggnaden och faciliteterna fortsatte senare att inrymma det smälta saltreaktorexperimentet .