El experimento del reactor de sales fundidas ( MSRE ) fue un reactor de investigación experimental de sales fundidas en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) en Oak Ridge, Tennessee . Esta tecnología se investigó durante la década de 1960, el reactor se construyó en 1964, alcanzó su estado crítico en 1965 y estuvo en funcionamiento hasta 1969. [1] Los costos de un proyecto de limpieza se estimaron en 130 millones de dólares.
Inicialmente diseñado para 15 MW th , el MSRE funcionó a 7,4 MW th debido a la imprecisión de los datos de la sección eficaz nuclear . Era un reactor de prueba que simulaba el "núcleo" neutrónico de un tipo de reactor reproductor de torio epitermal inherentemente más seguro llamado reactor de torio de fluoruro líquido . Utilizaba principalmente dos combustibles: primero uranio-235 y después uranio-233 . Este último 233 UF 4 era el resultado de la reproducción a partir de torio en otros reactores. Dado que se trataba de una prueba de ingeniería, se omitió la gran y costosa capa reproductora de sal de torio a favor de las mediciones de neutrones.
En el MSRE, el calor del núcleo del reactor se disipaba a través de un sistema de refrigeración que utilizaba aire soplado sobre radiadores . Se cree que reactores similares podrían alimentar motores térmicos de alta eficiencia, como turbinas de gas de ciclo cerrado . Las tuberías, el tanque del núcleo y los componentes estructurales del MSRE estaban hechos de Hastelloy -N, y su moderador era un núcleo de grafito pirolítico . El combustible para el MSRE era LiF - BeF 2 - ZrF 4 - UF 4 (65-29,1-5-0,9 moles %). El refrigerante secundario era FLiBe (2LiF-BeF 2 ), y funcionaba a temperaturas de hasta 650 °C y durante el equivalente a aproximadamente 1,5 años de funcionamiento a plena potencia.
El resultado prometía ser un reactor simple y confiable. El propósito del experimento del reactor de sales fundidas era demostrar que algunas características clave de los reactores de potencia de sales fundidas propuestos podían incorporarse en un reactor práctico que pudiera operar de manera segura y confiable y que pudiera mantenerse sin excesiva dificultad. Para simplificar, debía ser un reactor bastante pequeño, de un solo fluido (es decir, sin reproducción) que operara a 10 MW th o menos, con rechazo de calor al aire a través de una sal secundaria (sin combustible).
El núcleo de grafito pirolítico , grado CGB, también sirvió como moderador . [1] [2] Antes de que comenzara el desarrollo del MSRE, las pruebas habían demostrado que la sal no permeaba el grafito en el que los poros eran del orden de un micrómetro. Sin embargo, el grafito con la estructura de poros deseada solo estaba disponible en piezas pequeñas preparadas experimentalmente, y cuando un fabricante se propuso producir un nuevo grado (CGB) para cumplir con los requisitos del MSRE, se encontraron dificultades. [3]
El combustible era 7 LiF-BeF 2 -ZrF 4 -UF 4 (65-29,1-5-0,9 mol %). El primer combustible fue 33% 235 U; más tarde se utilizó una cantidad menor de 233 UF 4. En 1960, había surgido una mejor comprensión de los reactores de sal fundida basados en sales de fluoruro a partir de investigaciones anteriores sobre reactores de sal fundida para el Experimento del Reactor de Aeronave . Las sales de fluoruro son fuertemente iónicas y, cuando se funden, son estables a altas temperaturas, bajas presiones y altos flujos de radiación . La estabilidad a baja presión permite recipientes de reactor menos robustos y aumenta la confiabilidad. La alta reactividad del flúor atrapa la mayoría de los subproductos de la reacción de fisión. Parecía que la sal fluida permitiría la separación química in situ del combustible y los desechos.
El sistema de combustible estaba ubicado en celdas selladas, dispuestas para su mantenimiento con herramientas de mango largo a través de aberturas en el blindaje superior. Se utilizó un tanque de sal de LiF-BeF 2 para limpiar el sistema de circulación de combustible antes y después del mantenimiento. En una celda adyacente al reactor había una instalación sencilla para burbujear gas a través del combustible o la sal de lavado: mezcla de H 2 - fluoruro de hidrógeno , en una proporción aproximada de 10:1, para eliminar el óxido, flúor para eliminar el uranio como hexafluoruro de uranio . [4] [5] [6]
El refrigerante secundario fue LiF-BeF 2 (66–34 mol %).
El recipiente de la bomba de combustible era el espacio de sobretensión para el circuito de circulación, y aquí se rociaban alrededor de 50 galones estadounidenses por minuto (190 L/min) de combustible en el espacio de gas para permitir que el xenón y el criptón escaparan de la sal. La eliminación del veneno neutrónico más significativo , el xenón-135, hizo que el reactor fuera más seguro y más fácil de reiniciar. En los reactores de combustible sólido, al reiniciarse, el 135 Xe en el combustible absorbe neutrones , seguido de un salto repentino en la reactividad a medida que el 135 Xe se quema. Los reactores convencionales pueden tener que esperar horas hasta que el xenón-135 se desintegra después de apagarse y no reiniciarse inmediatamente (el llamado pozo de yodo ).
Además, en el recipiente de la bomba había un puerto a través del cual se podían tomar muestras de sal o introducir cápsulas de sal concentrada enriquecedora de combustible (UF 4 -LiF o PuF 3 ).
En aquel momento, las altas temperaturas se consideraban casi una desventaja porque dificultaban el uso de turbinas de vapor convencionales . Ahora, esas temperaturas se consideran una oportunidad para utilizar turbinas de gas de ciclo cerrado de alta eficiencia . [ cita requerida ] Después de dos meses de funcionamiento a alta potencia, el reactor estuvo fuera de servicio durante tres meses debido a la falla de uno de los principales ventiladores de refrigeración.
El reactor experimentó una operación neutrónica estable . Si las temperaturas aumentaban o se formaban burbujas, el volumen de las sales de combustible líquido aumentaría y algunas de ellas serían expulsadas del núcleo, lo que reduciría la reactividad . El programa de desarrollo del MSRE no incluía experimentos de física del reactor ni mediciones de transferencia de calor . Había suficiente margen en el MSRE para que las desviaciones de las predicciones no comprometieran la seguridad ni el logro de los objetivos del reactor experimental.
La construcción de los componentes del sistema primario y las modificaciones del antiguo edificio del Experimento del Reactor de Aeronave (que había sido remodelado parcialmente para un reactor de aeronave de 60 MW propuesto ) comenzaron en 1962. La instalación de los sistemas de sal se completó a mediados de 1964. ORNL fue responsable del control de calidad, la planificación y la gestión de la construcción. [7] Los sistemas primarios fueron instalados por personal de ORNL; los subcontratistas modificaron el edificio e instalaron sistemas auxiliares.
En el MSRE se utilizó Hastelloy -N, una aleación de níquel y molibdeno con bajo contenido de cromo , que demostró ser compatible con las sales de fluoruro FLiBe y FLiNaK . [8] Todas las piezas metálicas que estaban en contacto con la sal estaban hechas de Hastelloy-N. La elección de Hastelloy-N para el MSRE se basó en los prometedores resultados de las pruebas en condiciones de propulsión nuclear de aeronaves y la disponibilidad de gran parte de los datos metalúrgicos necesarios. El desarrollo del MSRE generó los datos adicionales necesarios para la aprobación del código ASME . También incluyó la preparación de normas para la adquisición de Hastelloy-N y para la fabricación de componentes.
Se produjeron comercialmente casi 200.000 lb (90.000 kg) de materiales de diversas formas para el MSRE. Se enviaron solicitudes de ofertas para la fabricación de componentes a varias empresas de la industria de fabricación nuclear, pero todas se negaron a presentar ofertas a tanto alzado debido a la falta de experiencia con la nueva aleación. En consecuencia, todos los componentes principales se fabricaron en talleres propiedad de la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos en Oak Ridge y Paducah, Kentucky . [9]
En el momento en que se establecieron las tensiones de diseño para el MSRE, los datos disponibles indicaban que la resistencia y la tasa de fluencia del Hastelloy-N apenas se veían afectadas por la irradiación . Una vez que la construcción estaba bastante avanzada, se descubrió que la vida útil por tensión de ruptura y la deformación por fractura se reducían drásticamente por la irradiación con neutrones térmicos . Se volvieron a analizar las tensiones del MSRE y se concluyó que el reactor tendría una vida útil adecuada para alcanzar sus objetivos. Al mismo tiempo, se lanzó un programa para mejorar la resistencia del Hastelloy-N a la fragilización . [10]
Se llevó a cabo un programa de prueba de corrosión fuera de pila para Hastelloy-N, [11] que indicó tasas de corrosión extremadamente bajas en condiciones MSRE. Las cápsulas expuestas en el reactor de prueba de materiales mostraron que las densidades de potencia de fisión de sal de más de 200 W/cm3 no tuvieron efectos adversos en la compatibilidad de la sal de combustible, Hastelloy-N y grafito. Se encontró que se producía gas flúor por radiólisis de sales congeladas, pero solo a temperaturas inferiores a aproximadamente 212 °F (100 °C). [12]
Los componentes que se desarrollaron especialmente para el MSRE incluyeron bridas para líneas de 5 pulgadas (130 mm) que transportaban sal fundida, válvulas de congelación (una sección enfriada por aire donde la sal podía congelarse y descongelarse), barras de control flexibles para operar en dedales a 1200 °F (649 °C) y el muestreador-enriquecedor de combustible. [13] Se desarrollaron bombas centrífugas similares a las utilizadas con éxito en el programa del reactor de la aeronave, pero con disposiciones para el mantenimiento remoto e incluyendo un sistema de rociado para la eliminación de xenón. Las consideraciones de mantenimiento remoto impregnaron el diseño del MSRE, y los desarrollos incluyeron dispositivos para cortar y soldar de forma remota 1+Tubo de 1 ⁄ 2 pulgada (38 mm), unidades de aislamiento térmico removibles y equipo para retirar muestras de metal y grafito del núcleo.
La mayor parte de los esfuerzos del MSRE desde 1960 hasta 1964 se dedicaron al diseño, desarrollo y construcción del MSRE. La producción y las pruebas posteriores de grafito y Hastelloy-N, tanto en la pila como fuera de ella, fueron las principales actividades de desarrollo. Otras incluyeron trabajos sobre la química del reactor , el desarrollo de técnicas de fabricación para Hastelloy-N, el desarrollo de componentes del reactor y la planificación y preparación del mantenimiento remoto. [14]
El MSRE funcionó durante cinco años. La sal se cargó en 1964 y la operación nuclear finalizó en diciembre de 1969 [4] [15], y durante este período se lograron todos los objetivos del experimento.
Las pruebas de verificación y prenucleares incluyeron 1.000 horas de circulación de sal de lavado y sal portadora de combustible. Las pruebas nucleares del MSRE comenzaron en junio de 1965, con la adición de 235 U enriquecido como eutéctico UF4 -LiF a la sal portadora para hacer que el reactor fuera crítico . Después de los experimentos de potencia cero para medir el valor de las barras y los coeficientes de reactividad, [16] el reactor se apagó y se hicieron los preparativos finales para la operación a potencia. El aumento de potencia se retrasó cuando los vapores del petróleo que se habían filtrado en la bomba de combustible se polimerizaron por el gas de escape radiactivo y obstruyeron los filtros y válvulas de gas. La potencia máxima, que estaba limitada a 7,4 MWth por la capacidad del sistema de rechazo de calor, se alcanzó en mayo de 1966.
Después de dos meses de funcionamiento a alta potencia, el reactor estuvo fuera de servicio durante tres meses debido a la falla de uno de los principales ventiladores de refrigeración. Se produjeron algunos retrasos adicionales debido a la obstrucción de la línea de gases de escape, pero a fines de 1966 la mayoría de los problemas de arranque habían quedado atrás. Durante los siguientes 15 meses, el reactor estuvo en estado crítico el 80% del tiempo, con ciclos de 1, 3 y 6 meses que no fueron interrumpidos por un drenaje de combustible. En marzo de 1968, se habían cumplido los objetivos originales del MSRE y se concluyó la operación nuclear con 235 U.
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En ese momento, ya se había obtenido una gran cantidad de 233 U, [17] por lo que el programa MSRE se amplió para incluir la sustitución del 233 U por el uranio en la sal combustible y la operación para observar las nuevas características nucleares. Utilizando el equipo de procesamiento in situ, la sal de lavado y la sal combustible se fluoraron para recuperar el uranio que contenían como UF6 . [ 6] Luego se añadió eutéctico 233 UF4 - LiF a la sal portadora y, en octubre de 1968, el MSRE se convirtió en el primer reactor del mundo en funcionar con 233 U.
Los experimentos de potencia cero y las pruebas dinámicas con 233 U confirmaron las características neutrónicas previstas . Una consecuencia inesperada del procesamiento de la sal fue que sus propiedades físicas se alteraron ligeramente, de modo que se arrastró una cantidad de gas mayor que la habitual desde la bomba de combustible al circuito de circulación. El gas circulante y las fluctuaciones de potencia que lo acompañaban se eliminaron haciendo funcionar la bomba de combustible a una velocidad ligeramente inferior. El funcionamiento a alta potencia durante varios meses permitió medir con precisión la relación de captura y fisión del 233 U en este reactor, lo que completó los objetivos de la operación con 233 U.
En los últimos meses de funcionamiento se investigaron la extracción de xenón, la deposición de productos de fisión y el comportamiento del tritio . Se puso de relieve la viabilidad de utilizar plutonio en reactores de sales fundidas añadiendo PuF3 como combustible de reposición durante este período.
Tras la parada definitiva en diciembre de 1969, el reactor quedó en estado de espera durante casi un año. A continuación, se llevó a cabo un programa de examen limitado, que incluyó una barra moderadora del núcleo, un dedal de la barra de control , tubos del intercambiador de calor, piezas del recipiente de la bomba de combustible y una válvula de congelación que había desarrollado una fuga durante la parada definitiva del reactor . A continuación, se cerraron los sistemas radiactivos a la espera de su eliminación definitiva.
Parámetros y estadísticas operativas: [2]
Potencia : 8 MW (térmica)
Salida: 92,8 GWh
Potencia máxima equivalente: 11.555 h
Sal de combustible : cationes fluoruro : 65 % Li-7 , 29,1 % Be , 5 % Zr , 0,9 % U
Peso: 11 260 lb (5107 kg)
Temperatura de fusión: 813 F (434 C)
Temperatura de entrada: 1175 F (635 C)
Temperatura de salida: 1225 F (663 C)
Caudal: 400 gal/min (1514 l/min)
Circulación de la bomba de combustible: 19 405 h
Sal refrigerante
:
cationes fluoruro : 66 % Li-7, 34 % Be
Peso: 15 300 lb (6940 kg)
Circulación de la bomba de refrigerante: 23 566 h
Moderador : grafito nuclear
Contenedor : Hastelloy -N
Primer combustible : U-235
Primer crítico: 1 de junio de 1965
Potencia térmica: 72.441 MWh
Horas críticas: 11.515 h
Potencia equivalente a plena potencia: 9.006 h
Segundo combustible : U-233
crítico: 2 de octubre de 1968
potencia térmica: 20.363 MWh
horas críticas: 3.910 h
potencia equivalente a plena potencia: 2.549 h
Cierre : diciembre de 1969
La conclusión más amplia y quizás la más importante de la experiencia del MSRE fue que el concepto de reactor alimentado con sales fundidas era viable. Funcionó durante períodos considerables, arrojó información valiosa y el mantenimiento se realizó de manera segura y sin demoras excesivas.
El MSRE confirmó las expectativas y predicciones. [15] Por ejemplo, se demostró que: la sal de combustible era inmune al daño por radiación, el grafito no fue atacado por la sal de combustible y la corrosión de Hastelloy-N fue insignificante. Los gases nobles se eliminaron de la sal de combustible mediante un sistema de rociado, lo que redujo el envenenamiento por 135 Xe en un factor de aproximadamente 6. La mayor parte de los elementos del producto de fisión permanecieron estables en la sal. Las adiciones de uranio y plutonio a la sal durante la operación fueron rápidas y sin incidentes, y la recuperación de uranio por fluoración fue eficiente. La neutrónica, incluida la carga crítica, los coeficientes de reactividad, la dinámica y los cambios de reactividad a largo plazo, coincidieron con los cálculos anteriores.
En otras áreas, la operación dio como resultado datos mejorados o incertidumbres reducidas. La relación de captura a fisión de 233 U en un espectro de neutrones típico de MSR es un ejemplo de datos básicos que se mejoraron. Se resolvió el efecto de la fisión en el potencial redox de la sal de combustible. Se esperaba la deposición de algunos elementos (" metales nobles "), pero el MSRE proporcionó datos cuantitativos sobre la deposición relativa en las interfaces de grafito, metal y líquido-gas. Los coeficientes de transferencia de calor medidos en el MSRE coincidieron con los cálculos de diseño convencionales y no cambiaron durante la vida útil del reactor. Limitar el oxígeno en la sal resultó eficaz, y la tendencia de los productos de fisión a dispersarse desde el equipo contaminado durante el mantenimiento fue baja.
El funcionamiento del MSRE proporcionó información sobre el problema del tritio en un reactor de sal fundida. Se observó que entre el 6 y el 10 % de la producción calculada de 54 Ci/día (2,0 TBq ) se difundía fuera del sistema de combustible hacia la atmósfera de la celda de contención y otro 6-10 % llegaba al aire a través del sistema de eliminación de calor. [18] El hecho de que estas fracciones no fueran mayores indicaba que algo anulaba parcialmente la transferencia de tritio a través de metales calientes.
Un hallazgo inesperado fue el agrietamiento intergranular en todas las superficies metálicas expuestas a la sal de combustible. La causa de la fragilización fue el telurio , un producto de fisión generado en el combustible. Esto se observó por primera vez en las muestras que se retiraron del núcleo a intervalos durante la operación del reactor. El examen posterior a la operación de piezas de un dedal de barra de control, tubos de intercambiador de calor y partes del recipiente de la bomba reveló la ubicuidad del agrietamiento y enfatizó su importancia para el concepto de MSR. El crecimiento de la grieta fue lo suficientemente rápido como para convertirse en un problema durante la vida útil planificada de 30 años de un reactor reproductor de torio de seguimiento. Este agrietamiento podría reducirse a corto plazo agregando pequeñas cantidades de niobio al Hastelloy-N. Sin embargo, se necesitaban más estudios para evaluar los efectos de tiempos de exposición más prolongados y algunos parámetros de interacción para las mezclas utilizadas. [19]
La experiencia operativa adquirida con el MSRE mostró que las siguientes áreas requieren mayor investigación para la operación exitosa de un MSR comercial:
A partir de 2019, el MSRE se encuentra en estado SAFESTOR, lo que significa que aún está intacto pero cerrado y se monitorea y mantiene activamente. [21]
Después del cierre, se creyó que la sal se encontraba almacenada de forma segura a largo plazo. A bajas temperaturas, la radiólisis puede liberar flúor de la sal. Como contramedida, la sal se recalentó anualmente a unos 302 °F (150 °C) hasta 1989. [22] Pero a partir de mediados de la década de 1980, hubo preocupación de que la radiactividad estuviera migrando a través del sistema, según informó un empleado de ORNL que se encontraba entre las 125 personas que trabajaban sobre el reactor, que no había sido descontaminado ni desmantelado. El gerente de operaciones de Oak Ridge del Departamento de Energía, Joe Ben LaGrone, ordenó la evacuación de 125 empleados, basándose en los hallazgos que le informó el inspector William Dan DeFord, PE [23].
Un muestreo realizado en 1994 reveló concentraciones de uranio que crearon un potencial accidente de criticidad nuclear , así como una acumulación potencialmente peligrosa de gas flúor: el ambiente por encima de la sal solidificada era de aproximadamente una atmósfera de flúor. [ cita requerida ] El proyecto de descontaminación y desmantelamiento resultante fue llamado la actividad "técnicamente más desafiante" asignada a Bechtel Jacobs bajo su contrato de gestión ambiental con la organización Oak Ridge Operations del Departamento de Energía de los EE. UU.
En 2003, el proyecto de limpieza del MSRE se estimó en 130 millones de dólares, y se esperaba que el desmantelamiento se completara en 2009. [24] La eliminación del uranio de la sal se completó en marzo de 2008, aunque aún quedaba la sal con los productos de fisión en los tanques. [25] Gran parte del alto costo se debió a la desagradable sorpresa de la evolución de flúor y hexafluoruro de uranio de la sal de combustible fría en el almacenamiento que ORNL no descompuso ni almacenó correctamente, pero esto ahora se ha tenido en cuenta en el diseño del MSR. [26]
Se ha descrito un posible proceso de desmantelamiento; [27] el uranio se eliminará del combustible como hexafluoruro añadiendo un exceso de flúor, y el plutonio como dióxido de plutonio añadiendo carbonato de sodio .
35°55′18″N 84°18′24″O / 35.92178°N 84.30672°W / 35.92178; -84.30672
{{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda ){{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda ){{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda ){{cite web}}: CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )>.{{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda ){{cite web}}: CS1 maint: copia archivada como título ( enlace )(ver página PDF 10) "El MSRE fue alimentado con 39 kilogramos de 233U que contenía ~220 partes por millón (ppm) de 232U [...que fue generado en] varios reactores de agua ligera que habían operado con 235U (como el Indian Point PWR)"{{cite web}}: CS1 maint: copia archivada como título ( enlace ){{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda )