El reactor de isótopos de alto flujo ( HFIR ) es un reactor de investigación nuclear en el Laboratorio Nacional Oak Ridge (ORNL) en Oak Ridge, Tennessee , Estados Unidos. Operando a 85 MW, el HFIR es una de las fuentes de neutrones basadas en reactores de mayor flujo para la investigación de la física de la materia condensada en los Estados Unidos, y tiene uno de los flujos de neutrones en estado estacionario más altos de todos los reactores de investigación del mundo. Los neutrones térmicos y fríos producidos por HFIR se utilizan para estudiar física, química, ciencia de materiales, ingeniería y biología. Más de 500 investigadores utilizan cada año el intenso flujo de neutrones, la densidad de potencia constante y los ciclos de combustible de longitud constante para investigar la dispersión de neutrones sobre las propiedades fundamentales de la materia condensada. HFIR tiene alrededor de 600 usuarios cada año tanto para investigación de dispersión como interna.
Las instalaciones de investigación de dispersión de neutrones del HFIR contienen una colección de instrumentos de primer nivel utilizados para la investigación fundamental y aplicada sobre la estructura y la dinámica de la materia. El reactor también se utiliza para la producción de isótopos médicos, industriales y de investigación; investigación sobre daños graves causados por neutrones a materiales; y activación de neutrones para examinar oligoelementos en el medio ambiente. Además, el edificio alberga una instalación de irradiación gamma que utiliza conjuntos de combustible gastado y es capaz de albergar experimentos con altas dosis gamma.
Con las operaciones regulares proyectadas, la próxima parada importante para reemplazar el reflector de berilio no será necesaria hasta aproximadamente 2023. Esta interrupción brinda la oportunidad de instalar una fuente de frío en el tubo de haz radial HB-2, lo que proporcionaría un flujo incomparable de alimentación de neutrones fríos. Instrumentos en una nueva sala de guía. Con o sin esta capacidad adicional, se prevé que HFIR continúe funcionando hasta 2040 y más allá.
En noviembre de 2007, los funcionarios del ORNL anunciaron que las pruebas de tiempo de vuelo en una fuente fría recién instalada (que utiliza helio líquido e hidrógeno para frenar el movimiento de neutrones) mostraron un mejor rendimiento que las predicciones de diseño, igualando o superando el récord mundial anterior establecido por el Reactor de investigación del Institut Laue-Langevin en Grenoble, Francia . [1]
Fuente: [2]
En enero de 1958, la Comisión de Energía Atómica (AEC) de Estados Unidos revisó el estado de la producción de isótopos transuránicos en Estados Unidos. En noviembre de ese año, la comisión decidió construir el Reactor de Isótopos de Alto Flujo (HFIR) en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge, con un enfoque fundamental en la investigación y producción de isótopos. Desde que se volvió crítico por primera vez en 1965, los usos internos del HFIR se han ampliado para incluir la investigación de materiales, la investigación de combustibles y la investigación de energía de fusión, además de la producción e investigación de isótopos con fines médicos, nucleares, de detección y de seguridad.
En enero de 1966 se completó un programa de pruebas de baja potencia y se iniciaron ciclos de operación de 20, 50, 75, 90 y 100 MW. Desde el momento en que alcanzó su potencia de diseño de 100 MW en septiembre de 1966, poco más de cinco años desde el inicio de su construcción, hasta su parada temporal a finales de 1986, el HFIR logró un récord de tiempo de operación no superado por ningún otro reactor en los Estados Unidos. En diciembre de 1973, había completado su ciclo de combustible número 100, cada uno de los cuales duraba aproximadamente 23 días.
En noviembre de 1986, las pruebas realizadas con muestras de vigilancia de la irradiación indicaron que la vasija del reactor se estaba debilitando por la irradiación de neutrones a un ritmo más rápido de lo previsto. HFIR se cerró para permitir una revisión y evaluación exhaustivas de la instalación. Dos años y cinco meses después, después de una reevaluación exhaustiva, modificaciones para extender la vida útil de la planta protegiendo al mismo tiempo la integridad del recipiente a presión y mejoras en las prácticas de gestión, el reactor se reinició a 85 MW. Coincidiendo con las mejoras físicas y de procedimiento, se renovaron las actividades de capacitación, análisis de seguridad y control de calidad. Se actualizaron los documentos y se generaron otros nuevos cuando fue necesario. Las especificaciones técnicas se modificaron y reformatearon para mantenerse al tanto de los cambios de diseño a medida que fueron aceptados por el Departamento de Energía de EE. UU. (DOE), anteriormente AEC. No solo se redujeron la presión del refrigerante primario y la potencia del núcleo para preservar la integridad del recipiente y al mismo tiempo mantener los márgenes térmicos, sino que también se asumieron compromisos a largo plazo para mejoras tecnológicas y de procedimientos.
Después de una revisión exhaustiva de muchos aspectos de la operación HFIR, el reactor se reinició para el ciclo de combustible 288 el 18 de abril de 1989, para operar inicialmente a niveles de potencia muy bajos (8,5 MW) hasta que todas las tripulaciones operativas estuvieran completamente capacitadas y fuera posible operar. continuamente a mayor potencia. Después del reinicio en abril de 1989, se produjo un nuevo cierre de nueve meses debido a dudas sobre la idoneidad del procedimiento. Durante este tiempo, la supervisión de HFIR se transfirió a la Oficina de Energía Nuclear (NE) del DOE; anteriormente, la supervisión se realizaba a través de la Oficina de Investigación Energética (ER). Tras el permiso del Secretario de Energía, James D. Watkins, para reanudar la operación inicial en enero de 1990, se alcanzó la potencia máxima el 18 de mayo de 1990. Se han establecido programas continuos para la actualización tecnológica y de procedimientos del HFIR durante su vida operativa.
En 2007, HFIR completó la transformación más dramática en sus 40 años de historia. Durante un cierre de más de un año, la instalación fue renovada y se instalaron varios instrumentos nuevos, así como una fuente de neutrones fríos. El reactor se reinició a mediados de mayo de ese año; alcanzó su potencia máxima de 85 MW en un par de días y los experimentos se reanudaron en una semana. Las mejoras y mejoras incluyen una revisión de la estructura del reactor para una operación confiable y sostenida; importante mejora de los ocho espectrómetros de neutrones térmicos de la sala de haces; nuevos controles del sistema informático; instalación de la fuente fría de hidrógeno líquido; y una nueva sala guía de neutrones fríos. El HFIR actualizado albergará eventualmente 15 instrumentos, incluidos 7 para investigaciones que utilizan neutrones fríos.
Aunque la misión principal de HFIR ahora es la investigación de la dispersión de neutrones, uno de sus propósitos principales originales fue la producción de californio-252 y otros isótopos transuránicos para aplicaciones de investigación, industriales y médicas. HFIR es el único proveedor del mundo occidental de californio-252 , un isótopo con usos como la terapia contra el cáncer y la detección de contaminantes en el medio ambiente y explosivos en el equipaje. Más allá de sus contribuciones a la producción de isótopos y la dispersión de neutrones, HFIR también permite realizar una variedad de pruebas y experimentos de irradiación que se benefician del flujo de neutrones excepcionalmente alto de la instalación.
Fuente: [3]
HFIR es un reactor tipo trampa de flujo, moderado y refrigerado por agua ligera, reflejado por berilio, que utiliza combustible de uranio altamente enriquecido. El diseño conceptual preliminar del reactor se basó en el principio de la "trampa de flujo", donde el núcleo del reactor consiste en una región anular de combustible que rodea una región moderadora o "isla" sin combustible. Esta configuración permite moderar los neutrones rápidos que se escapan del combustible en la isla y, por lo tanto, proporciona una región de flujo de neutrones térmicos muy alto en el centro de la isla. Este depósito de neutrones termalizados queda "atrapado" dentro del reactor, lo que lo deja disponible para la producción de isótopos. El gran flujo de neutrones en el reflector fuera del combustible de dicho reactor se puede aprovechar extendiendo tubos de "haz" vacíos hacia el interior del reflector, lo que permite que los neutrones se transmitan a experimentos fuera del blindaje del reactor. Finalmente, se pueden proporcionar una variedad de orificios en el reflector para irradiar materiales para experimentos o producción de isótopos.
La misión original del HFIR era la producción de isótopos de transplutonio. Sin embargo, los diseñadores originales incluyeron muchas otras instalaciones experimentales y desde entonces se han agregado varias más. Las instalaciones experimentales disponibles incluyen (1) cuatro tubos de haz horizontal, que se originan en el reflector de berilio; (2) la instalación de irradiación de tubos hidráulicos, en la región de muy alto flujo de la trampa de flujo, que permite la inserción y extracción de muestras mientras el reactor está en funcionamiento; (3) treinta posiciones objetivo en la trampa de flujo, que normalmente contienen barras de producción transplutónicas pero que pueden usarse para la irradiación de otros experimentos (dos de estas posiciones pueden acomodar objetivos instrumentados); (4) seis posiciones objetivo periféricas en el borde exterior de la trampa de flujo; (5) muchas instalaciones de irradiación vertical de diversos tamaños, a lo largo del reflector de berilio; (6) dos instalaciones de tubos neumáticos en el reflector de berilio, que permiten la inserción y extracción de muestras mientras el reactor está en funcionamiento para el análisis de activación de neutrones; y (7) dos instalaciones de acceso inclinado, denominadas "instalaciones de ingeniería", en el borde exterior del reflector de berilio. Además, se utilizan conjuntos de combustible gastado para proporcionar una instalación de irradiación gamma en la piscina del reactor.
El conjunto del núcleo del reactor se encuentra en un recipiente a presión de 2,44 m (8 pies) de diámetro en un charco de agua. La parte superior del recipiente a presión está a 5,2 m (17 pies) por debajo de la superficie de la piscina. Los mecanismos de accionamiento de la placa de control se encuentran en una sala de subpila debajo del recipiente a presión. Estas características proporcionan el blindaje necesario para trabajar sobre el núcleo del reactor y facilitan en gran medida el acceso a las regiones del recipiente de presión, el núcleo y el reflector.
El núcleo del reactor es cilíndrico, de aproximadamente 2 pies (0,61 m) de alto y 15 pulgadas (380 mm) de diámetro. Un 5 pulgadas. (12,70 cm) de diámetro, la "trampa de flujo", forma el centro del núcleo. El objetivo normalmente se carga con curio-244 y otros isótopos transplutónicos y se coloca en el eje vertical del reactor dentro de la trampa de flujo. La zona de combustible está formada por dos elementos combustibles concéntricos. El elemento interior contiene 171 placas de combustible; el elemento exterior tiene 369. Las placas de combustible están curvadas en forma de evoluta , por lo que el ancho del canal de refrigerante es constante. El combustible (93% 235 U enriquecido con U 3 O 8 -Al cermet [4] pág. 22) no se distribuye uniformemente a lo largo del arco de la involuta para minimizar la relación radial de densidad de potencia pico a promedio. Se incluye un veneno combustible (boro-10) en el elemento combustible interno principalmente para aplanar el pico de flujo radial, proporcionando un ciclo más largo para cada elemento combustible. La vida útil promedio del núcleo con una carga experimental típica es de ~23 días a 85 MW.
La región del combustible está rodeada por un anillo concéntrico de reflector de berilio de aproximadamente 1 pie (0,3 m) de espesor. Este a su vez se subdivide en tres regiones: el reflector extraíble, el reflector semipermanente y el reflector permanente. El berilio está rodeado por un reflector de agua de espesor efectivamente infinito. En dirección axial, el reactor es reflejado por el agua. Las placas de control, en forma de dos delgados cilindros concéntricos que contienen veneno nuclear , se encuentran en una zona anular entre el elemento combustible exterior y el reflector de berilio. Estas placas se mueven en direcciones opuestas para abrir y cerrar una ventana en el plano medio del núcleo. La reactividad aumenta mediante el movimiento descendente del cilindro interior y el movimiento ascendente de las cuatro placas del cuadrante exterior. El cilindro interior se utiliza para calzar y regular la potencia y no tiene función de seguridad rápida. El cilindro de control exterior consta de cuatro placas cuadrantes separadas, cada una con un mecanismo de accionamiento y liberación de seguridad independiente. Todas las placas de control tienen tres regiones axiales con diferente contenido de veneno de neutrones diseñadas para minimizar la relación entre el pico axial y la densidad de potencia promedio durante toda la vida útil del núcleo. Cualquier placa o cilindro de un solo cuadrante es capaz de apagar el reactor.
El diseño del sistema de instrumentación y control del reactor refleja un énfasis en la continuidad y seguridad de las operaciones. Tres canales de seguridad independientes están dispuestos en un sistema de coincidencia que requiere el acuerdo de dos de los tres para las paradas de seguridad. Esta característica se complementa con un extenso sistema de prueba "en línea" que permite probar la función de seguridad de cualquier canal en cualquier momento durante la operación. Además, tres canales de control automático independientes están dispuestos de modo que la falla de un canal no perturbe significativamente el funcionamiento. Todos estos factores contribuyen a la continuidad de la operación en HFIR.
El refrigerante primario ingresa al recipiente a presión a través de dos válvulas de 16 pulgadas. (40,64 cm) de diámetro por encima del núcleo, pasa a través del núcleo y sale por un tubo de 18 pulgadas. (45,72 cm) de diámetro debajo del núcleo. El caudal es ~16.000 gpm (1 m 3 /s), de los cuales aproximadamente 13.000 gpm (0,82 m 3 /s) fluyen a través de la región de combustible. El resto fluye a través de las regiones objetivo, reflector y control. El sistema está diseñado para funcionar a una presión de entrada nominal de 468 psi (3,3×10 6 Pa). En estas condiciones, la temperatura del refrigerante de entrada es de 49 °C (120 °F), la temperatura de salida correspondiente es de 69 °C (156 °F) y la caída de presión a través del núcleo es de ~7,6 × 10 5 Pa (110 psi).
Desde el reactor, el flujo de refrigerante se distribuye a tres de cuatro combinaciones idénticas de intercambiador de calor y bomba de circulación, cada una en una celda separada adyacente al reactor y las piscinas de almacenamiento. Cada celda también contiene una válvula de bajada que controla la presión del refrigerante primario. Un sistema de refrigeración secundario elimina el calor del sistema primario y lo transfiere a la atmósfera haciendo pasar agua sobre una torre de enfriamiento de tiro inducido de cuatro celdas.
Un ciclo de combustible para HFIR normalmente consiste en una operación a plena potencia a 85 MW durante 21 a 23 días (dependiendo del experimento y la carga de radioisótopos en el reactor), luego una parada de final de ciclo para reabastecimiento de combustible. Estas interrupciones por reabastecimiento de combustible varían según sea necesario para permitir el reemplazo, las calibraciones, el mantenimiento y las inspecciones de la placa de control. La inserción y extracción de experimentos se puede realizar durante cualquier interrupción de fin de ciclo. Se desaconseja encarecidamente la interrupción de un ciclo de combustible para la instalación o eliminación de experimentos para evitar el impacto en otros experimentos y la dispersión de neutrones.
El reactor tiene cuatro tubos de haz horizontal que suministran neutrones a los instrumentos utilizados por el Centro de Dispersión de Neutrones. Los detalles de cada tubo de haz e instrumento se pueden encontrar en la página del instrumento HFIR. A continuación se describe cada uno de los tubos de haz que alimentan estos instrumentos.
Los diseños de los tubos de haz de neutrones térmicos HB-1 y HB-3 son idénticos excepto por la longitud. Ambos están situados tangenciales al núcleo del reactor, de modo que los tubos apuntan al material reflector y no apuntan directamente al combustible. Un colimador interno está instalado en el extremo exterior. Este colimador está hecho de acero al carbono y chapado en níquel. El colimador proporciona una apertura rectangular de 2,75 por 5,5 pulgadas (70 por 140 mm).
Un obturador giratorio está ubicado fuera de cada uno de estos tubos de viga. La contraventana está fabricada con acero al carbono y hormigón de alta densidad. El objetivo del obturador es proporcionar protección cuando no se requiere el haz de neutrones.
El tubo del haz de neutrones térmicos HB-2 está situado radialmente con respecto al núcleo del reactor, mirando directamente al combustible. Se instalan dos insertos de berilio en la punta esférica del tubo del haz para maximizar el flujo de neutrones térmicos dentro del ángulo de aceptación crítico del equipo experimental de dispersión de neutrones. La cavidad del tubo de viga exterior de la vasija del reactor tiene una sección transversal rectangular que converge verticalmente y diverge horizontalmente de manera que la abertura en la ventana exterior es un rectángulo nominalmente de 6 pulgadas de alto por 10 pulgadas de ancho. Un conjunto de colimador de acero al carbono está ubicado justo afuera de la ventana del tubo de la viga. Este conjunto de colimador proporciona una mayor colimación del haz de neutrones y alberga un filtro de neutrones rápidos para aumentar la relación señal-ruido en los instrumentos de dispersión de neutrones.
Un obturador giratorio está ubicado fuera del conjunto del colimador exterior. La contraventana está fabricada con acero al carbono y hormigón de alta densidad. Se colocan bloques de hormigón de alta densidad alrededor de la contraventana para evitar el flujo. El objetivo del obturador es proporcionar protección cuando no se requiere el haz de neutrones.
El tubo del haz fuente de neutrones fríos HB-4 está situado tangencial al núcleo del reactor de modo que el tubo apunte al material reflector y no directamente al combustible.
Un tubo de vacío encaja perfectamente dentro de la sección interna del tubo del haz HB-4 hasta el extremo esférico. El tubo de vacío contiene y aísla un recipiente moderador de hidrógeno y su tubería asociada. El recipiente moderador contiene hidrógeno supercrítico a 17 K (nominal). Los neutrones térmicos esparcidos en el recipiente moderador desde el reflector son dispersados y enfriados por el hidrógeno de modo que se maximizan los neutrones de 4-12 Å esparcidos por el tubo.
Se instala un colimador interno en el extremo exterior del tubo HB-4. Este colimador está fabricado en acero al carbono y recubierto de níquel. El colimador proporciona tres aberturas rectangulares. Las dimensiones exteriores de las aberturas son 1,61 por 4,33 pulgadas (41 por 110 mm); 2,17 por 3,65 pulgadas (55 por 93 mm); y 1,78 por 4,33 pulgadas (45 por 110 mm).
Fuera del conjunto del colimador exterior hay un obturador giratorio. La contraventana está fabricada con acero al carbono y hormigón de alta densidad. El objetivo del obturador es proporcionar protección cuando no se necesita el haz de neutrones. El obturador tiene disposiciones para encaminar la línea de transferencia de hidrógeno criogénico, el helio gaseoso y las tuberías de vacío necesarias para soportar la fuente de frío.
En la trampa de flujo se proporcionan treinta y una posiciones objetivo. Estas posiciones fueron diseñadas originalmente para ser ocupadas por barras objetivo utilizadas para la producción de elementos de transplutonio; sin embargo, se pueden irradiar otros experimentos en cualquiera de estas posiciones. Se puede utilizar una configuración de cápsula objetivo similar en muchas aplicaciones. Un tercer tipo de objetivo está diseñado para albergar hasta nueve cápsulas de irradiación de isótopos o materiales de 2 pulgadas de largo que son similares a las cápsulas de las instalaciones para conejos. El uso de este tipo de cápsula de irradiación simplifica la fabricación, el envío y el procesamiento posterior a la irradiación, lo que se traduce en un ahorro de costos para el experimentador.
Las cápsulas de irradiación del objetivo de cada tipo deben diseñarse de manera que puedan enfriarse adecuadamente mediante el flujo de refrigerante disponible fuera de las cubiertas de la varilla del objetivo. Se desaconsejan las cargas excesivas de veneno de neutrones en experimentos en posiciones objetivo debido a sus efectos adversos tanto en las tasas de producción de isótopos transplutónicos como en la duración del ciclo del combustible. Dichos experimentos requieren una coordinación cuidadosa para garantizar efectos mínimos en los experimentos adyacentes, la duración del ciclo del combustible y el brillo del haz de dispersión de neutrones. Ahora hay dos posiciones disponibles para experimentos con objetivos instrumentados: posiciones E3 y E6.
Se proporcionan seis posiciones objetivo periféricas (PTP) para experimentos, en el borde radial exterior de la trampa de flujo. Los flujos de neutrones rápidos en estas posiciones son los más altos disponibles para los experimentos en el reactor, aunque en esta ubicación existe un gradiente radial pronunciado en el flujo de neutrones térmicos.
Al igual que las posiciones objetivo, hay disponible un tipo de cápsula PTP que alberga hasta nueve cápsulas de irradiación de materiales o isótopos de 2 pulgadas (51 mm) de largo que son similares a las cápsulas de las instalaciones para conejos. El uso de este tipo de cápsula de irradiación simplifica la fabricación, el envío y el procesamiento posterior a la irradiación, lo que se traduce en un ahorro de costos para el experimentador.
Las cápsulas de irradiación PTP de cada tipo deben diseñarse de manera que puedan enfriarse adecuadamente con el flujo de refrigerante disponible. Los experimentos típicos contienen una carga de veneno de neutrones equivalente a la asociada con 200 gramos (7,1 oz) de aluminio y 35 gramos (1,2 oz) de acero inoxidable distribuidos uniformemente en una longitud de 20 pulgadas (510 mm). Se desaconsejan los experimentos de PTP que contienen cargas de veneno de neutrones superiores a las descritas debido a sus efectos adversos sobre las tasas de producción de isótopos, la duración del ciclo del combustible y la distribución de energía de los elementos combustibles.
La instalación de tubo hidráulico (HT) HFIR proporciona la capacidad de irradiar materiales durante duraciones inferiores al ciclo de combustible HFIR estándar de aproximadamente 23 días, lo que es ideal para la producción de isótopos médicos de vida media corta que requieren recuperación bajo demanda. El sistema consta de las tuberías, válvulas e instrumentación necesarias para transportar un conjunto de 2+Cápsulas de aluminio de 1 ⁄ 2 pulgadas (64 mm) de largo (llamadas conejos) entre la estación de carga de cápsulas y la trampa de flujo en el núcleo del reactor. La estación de carga de cápsulas está en la piscina de almacenamiento adyacente a la piscina de la vasija del reactor. Una carga completa de la instalación consta de nueve cápsulas apiladas verticalmente.
Normalmente, el flujo de calor procedente del calentamiento gamma y de neutrones en la superficie de la cápsula se limita a 74.000 Btu/h-pie 2 (2,3×10 5 W/m 2 ). Además, el contenido de veneno de neutrones de la carga de la instalación está limitado de modo que el reactor no puede dispararse por un cambio significativo de reactividad al insertar y retirar las muestras.
Ocho posiciones de irradiación de gran diámetro están ubicadas en el berilio extraíble (RB) cerca de la región de control. Estas instalaciones están designadas como RB-1A y -1B, RB-3A y -3B, RB-5A y -5B, y RB-7A y -7B. Generalmente se las conoce como posiciones RB*. La línea central vertical de estas instalaciones está a 10,75 pulgadas (27,31 cm) de la línea central vertical del reactor y están revestidas con un revestimiento permanente de aluminio que tiene un diámetro interior de 1,811 pulgadas (4,6 cm). Estas instalaciones están diseñadas para experimentos instrumentados o no instrumentados. El diseño de cápsula instrumentada también puede emplear gases de barrido o enfriamiento según sea necesario. Los cables de instrumentos y los tubos de acceso se alojan a través de penetraciones en la brida de la cubierta superior y a través de penetraciones especiales en la escotilla del recipiente a presión. Cuando no están en uso, estas instalaciones contienen tapones de berilio o aluminio. Debido a su proximidad al combustible, los experimentos RB* se revisan cuidadosamente con respecto a su contenido de veneno de neutrones, que es limitado debido a su efecto sobre la distribución de energía de los elementos combustibles y la duración del ciclo del combustible. Estas posiciones pueden acomodar (es decir, proteger) experimentos, lo que las hace muy adecuadas para la irradiación de materiales de fusión. Los usos de las instalaciones RB* han incluido la producción de radioisótopos; irradiaciones de combustible de reactores refrigerados por gas de alta temperatura (HTGR); e irradiación de materiales candidatos para reactores de fusión. El último tipo de experimento requiere un flujo rápido de neutrones. Además del flujo térmico, está presente un flujo rápido significativo. Para esta aplicación, las cápsulas se colocan en un revestimiento que contiene un veneno de neutrones térmicos para la adaptación espectral. Estos experimentos se revisan cuidadosamente con respecto a su contenido de veneno de neutrones y se limitan a ciertas posiciones para minimizar su efecto en los tubos de haz de dispersión de neutrones adyacentes.
En el berilio extraíble (RB) cerca de la región de control hay cuatro posiciones de irradiación de pequeño diámetro. Estas instalaciones se denominan RB-2, RB-4, RB-6 y RB-8. La línea central vertical de estas instalaciones está a 10,37 pulgadas (26,35 cm) de la línea central vertical del reactor y tiene un diámetro interior de 0,5 pulgadas (1,27 cm). Las posiciones pequeñas de RB no tienen un revestimiento de aluminio como las instalaciones de RB*. Cuando no están en uso, estas posiciones contienen tapones de berilio. Estas instalaciones se han utilizado principalmente para producir radioisótopos. Los límites de contenido de veneno de neutrones y los requisitos de caída de presión disponibles para experimentos en estas instalaciones son los mismos que en las instalaciones RB* antes mencionadas.
En el reflector semipermanente hay ocho de 0,5 pulgadas. (1,27 cm) de diámetro de posiciones de irradiación. El reflector semipermanente se compone de ocho piezas separadas de berilio, cuatro de las cuales se denominan tapones de acceso a la barra de control. Cada tapón de acceso a la barra de control contiene dos instalaciones de irradiación sin revestimiento, designadas CR-1 a CR-8. Cada una de estas instalaciones alberga una cápsula experimental similar a las utilizadas en las pequeñas instalaciones extraíbles de berilio. Las líneas centrales verticales de todas las instalaciones de irradiación con tapón de acceso a las barras de control están ubicadas a 12,68 pulgadas (32,2 cm) de la línea central vertical del reactor. En estas instalaciones sólo se pueden irradiar experimentos no instrumentados. Cuando no están en uso, estas instalaciones contienen tapones de berilio. Está disponible una caída de presión de 10 psi (6,89 × 10 4 Pa) con el flujo total del sistema para proporcionar un flujo de refrigerante del sistema primario para experimentos de enfriamiento.
Dieciséis posiciones de irradiación en el reflector permanente se denominan pequeñas instalaciones experimentales verticales (VXF). Cada una de estas instalaciones tiene un revestimiento de aluminio permanente con un diámetro interior de 1,584 pulgadas (4,02 cm). Las instalaciones están ubicadas concéntricamente con el núcleo en dos círculos de radios de 15,43 pulgadas (39,2 cm) y 17,36 pulgadas (44,1 cm), respectivamente. Los que están en el círculo interior (11 en total) se denominan VXF pequeños internos. Los que están en el círculo exterior (cinco en total) se denominan VXF pequeños exteriores. Normalmente, en estas instalaciones se irradian experimentos no instrumentados. VXF-7 está dedicado a una de las instalaciones de irradiación neumática que respaldan el Laboratorio de Análisis de Activación de Neutrones y no está disponible para otros usos. Está disponible una caída de presión de ~100 psi (6,89×10 5 Pa) con el flujo total del sistema para proporcionar un flujo de refrigerante del sistema primario para experimentos de enfriamiento. Cuando no están en uso, estas instalaciones pueden contener un tapón de berilio o aluminio o un orificio regulador de flujo y ningún tapón.
Las grandes cargas de veneno de neutrones en estas instalaciones no son motivo de especial preocupación por las perturbaciones en la distribución de energía de los elementos combustibles o los efectos en la duración del ciclo del combustible debido a su distancia del núcleo; sin embargo, los experimentos se revisan cuidadosamente con respecto a su contenido de veneno de neutrones, que se limita a minimizar su efecto en los tubos de haz de dispersión de neutrones adyacentes.
Seis posiciones de irradiación en el reflector permanente se denominan grandes instalaciones experimentales verticales. Estas instalaciones son similares en todos los aspectos (en cuanto a características y capacidades) a las pequeñas instalaciones experimentales verticales descritas en la sección anterior, excepto en la ubicación y el tamaño. Los revestimientos de aluminio en los VXF grandes tienen un diámetro interior de 2,834 pulgadas (7,20 cm) y las instalaciones están ubicadas concéntricas con el núcleo en un círculo de radio 18,23 pulgadas (46,3 cm). Cuando no están en uso, estas instalaciones contienen tapones de berilio o aluminio. Las grandes cargas de veneno de neutrones en estas instalaciones no son motivo de especial preocupación por las perturbaciones en la distribución de energía de los elementos combustibles o los efectos en la duración del ciclo del combustible debido a su distancia del núcleo; sin embargo, los experimentos se revisan cuidadosamente con respecto a su contenido de veneno de neutrones, que se limita a minimizar su efecto en los tubos de haz de dispersión de neutrones adyacentes.
Se han tomado disposiciones para la instalación de hasta dos instalaciones de ingeniería para proporcionar posiciones adicionales para experimentos. Estas instalaciones constan de 4 pulg. (10,16 cm) -Tubos de diámetro exterior inclinados hacia arriba 49° desde la horizontal. Los extremos internos de los tubos terminan en la periferia exterior del berilio. Los extremos superiores de los tubos terminan en la cara exterior de la pared de la piscina en una sala de experimentos un piso por encima de la sala de vigas principales. En una de las instalaciones de ingeniería se encuentra el tubo neumático PT-2, que se instaló en 1986.
La instalación de irradiación gamma HFIR es una instalación experimental en HFIR diseñada para irradiar materiales con radiación gamma de los elementos combustibles gastados en la estación de carga HFIR en la piscina limpia. La cámara de la instalación de irradiación gamma es una cámara de acero inoxidable hecha de tubos con un espesor de pared de 0,065 para maximizar las dimensiones internas de la cámara para acomodar muestras lo más grandes posible y aún caber dentro del poste de cadmio de las posiciones de la estación de carga de combustible gastado. La cámara interior mide aproximadamente 3+1 ⁄ 4 pulgadas (83 mm) de diámetro interior y admite muestras de hasta 25 pulgadas (640 mm) de largo.
Hay dos configuraciones para el conjunto de la cámara; La única diferencia son las bujías. La configuración no instrumentada tiene un tapón superior que se utiliza para la instalación de las muestras y para soportar las líneas de gas inerte y mantener un entorno hermético mientras se encuentra bajo el agua. La configuración instrumentada tiene una extensión de cámara encima de la cámara y un "umbilical" para permitir que las líneas de gas inerte, cables eléctricos y cables de instrumentación para un experimento instrumentado se conecten con los controles del calentador y el equipo de prueba de instrumentación en la sala de experimentos.
Se necesita un panel de control de gas inerte en la sala de experimentos para proporcionar flujo de gas inerte y alivio de presión a la cámara. La presión del gas inerte se mantiene a ~15 psi para garantizar que cualquier fuga de la cámara sea de la cámara a la piscina y no de agua.
Las muestras en la cámara se pueden sostener desde el fondo de la cámara o desde el tapón (solo configuración sin instrumentos).
Se ha realizado la caracterización de la superficie interior de la cámara y se han confirmado las tasas de dosis gamma en este lugar. Se pueden proporcionar tasas de dosis gamma de hasta 1,8E+08. La selección de un elemento combustible gastado apropiado puede proporcionar prácticamente cualquier tasa de dosis requerida. Debido a las reacciones secundarias dentro de la muestra y los materiales del soporte en la cámara, han creado modelos neutrónicos para estimar las tasas de dosis reales de las muestras en diferentes soportes y en diferentes ubicaciones dentro de la cámara. Las tasas de dosis máximas están cerca del centro vertical de la cámara y en la línea central horizontal de la cámara. Hay una distribución casi simétrica de la tasa de dosis de arriba a abajo de la cámara. El personal de HFIR está disponible para ayudar en el diseño de los portamuestras por parte del usuario para lograr las dosis acumuladas y las tasas de dosis requeridas. Se puede estimar la temperatura de las muestras a partir de la tasa de dosis requerida.
Irradiaciones recientes han demostrado que las temperaturas del calentamiento gamma pueden ser muy altas, más de 500 °F (260 °C) en elementos combustibles gastados frescos. Para reducir la temperatura de la muestra se puede utilizar la ubicación de las muestras cerca de la pared de la cámara o el diseño del soporte para transferir calor a la pared de la cámara. Puede ser necesaria la selección de un elemento combustible gastado más descompuesto con una tasa de dosis más baja si los límites de temperatura son motivo de preocupación.
Las temperaturas mínimas que se mantienen son de aproximadamente 38 °C (100 °F) (la temperatura del agua limpia de la piscina). El uso de elementos calefactores eléctricos y/o inundación con gas inerte (argón o helio) permite temperaturas controladas superiores a 100 °F (38 °C).
El análisis de activación de neutrones (NAA) es una poderosa técnica analítica que se utiliza para investigar la composición elemental de una amplia variedad de materiales. NAA es muy sensible y preciso y generalmente se realiza de forma no destructiva. Las muestras se bombardean con neutrones y se analizan las emisiones de los radioisótopos producidos para determinar tanto su número como su identidad. Varios laboratorios universitarios, gubernamentales e industriales, tanto nacionales como extranjeros, utilizan NAA para estudiar evidencia forense, materiales lunares y meteoríticos, materiales avanzados y materiales de alta pureza. NAA está libre de los efectos clásicos de "matriz" y es capaz de realizar mediciones muy precisas con límites de detección comúnmente en fracciones de PPM.
La NAA basada en reactor se realizó por primera vez en el Graphite Reactor en lo que ahora es ORNL. La instalación PT-1 se instaló en HFIR en 1970 y se actualizó en 1987 cuando se agregó la instalación PT-2. Ambas instalaciones terminan en la parte reflectora permanente de berilio del reactor y facilitan la transferencia de muestras hacia y desde el reactor. PT-1 tiene el flujo de neutrones térmicos más alto del mundo occidental y ofrece muchas ventajas en cuanto a sensibilidad para determinaciones de niveles de ultratrazas y para la producción limitada de isótopos. La instalación PT-2 ofrece un flujo altamente termalizado junto con un conteo retardado de neutrones, lo que brinda la capacidad de medir cantidades muy bajas de materiales fisionables en minutos.
El análisis de neutrones retardados se puede utilizar para detectar con precisión diversos materiales en busca de contenido fisionable. La determinación requiere sólo seis minutos y tiene un límite de detección de 15 picogramos. Muestras de frotis, vegetación, suelo, rocas, plásticos, madera, metal y arena son igualmente susceptibles de análisis de neutrones retardados. Esta herramienta facilita los esfuerzos de la Agencia Internacional de Energía Atómica ( OIEA ) para establecer un monitoreo de área amplia y permite a los inspectores individuales obtener grandes cantidades de muestras con la esperanza de encontrar la evidencia requerida. Al examinar esas muestras, los altísimos costos del análisis destructivo solo se necesitan para las muestras consideradas interesantes. El análisis de neutrones retardados es cada vez más útil para estos estudios.
Una aplicación reciente implica la irradiación de dispositivos de memoria programables que han sido recubiertos con una pequeña cantidad de un isótopo fisionable. Las fisiones de la irradiación pueden rastrearse espacialmente comparando los valores en la memoria con los asignados a la memoria inicialmente; Las áreas de diferencias se atribuyen a los daños causados por los eventos de fisión. Este trabajo puede ayudar a los esfuerzos para analizar partículas microscópicas que pueden contener evidencia de actividades nucleares no declaradas al encontrar dichas partículas.
NAA es muy adecuado para determinar aproximadamente dos tercios de los elementos conocidos en materiales geológicos y biológicos. La NAA facilitó varios proyectos que de otro modo serían muy desafiantes o imposibles. La contaminación por mercurio en el área de Oak Ridge, los niveles básicos del suelo para muchos elementos y la proporción de isótopos de uranio en los suelos y la vegetación del área de Oak Ridge se han logrado a mediana y gran escala. La NAA ha aclarado la química y la historia de la Luna y se han estudiado muchos meteoritos diferentes. Se determinaron oligoelementos en huesos y tejidos de animales con el objetivo de comprender los efectos de la contaminación del hábitat. El destino de los dinosaurios se investigó analizando el elemento iridio en huesos fosilizados fechados cerca de los principales impactos de meteoritos conocidos. Recientemente, se han examinado estrategias de biorremediación y se han determinado tasas de absorción de elementos pesados en plantas y animales autóctonos.
Desde sus inicios, NAA ha sido una herramienta para las investigaciones forenses de oligoelementos. El plomo y la funda de bala, la pintura, el latón, el plástico, el pelo y muchos otros materiales suelen ser de interés para la investigación criminal. En ORNL se han realizado investigaciones que involucran a los presidentes Kennedy y Taylor, investigaciones sobre vándalos de cuevas [ se necesitan más explicaciones ] e investigaciones de homicidios. ORNL está en negociaciones con científicos del Laboratorio Nacional Brookhaven para continuar su investigación antropogénica de mármoles y esculturas antiguos, después del cierre permanente del reactor de Brookhaven.
A lo largo de los años se han sintetizado pequeñas cantidades de diversos isótopos en la instalación PT-1. Se han preparado a bajo costo trazadores para estudios con animales, productos farmacéuticos radiomarcados, fuentes de ensayos para el tratamiento del cáncer y fuentes de apoyo a los estudios de materiales. PT-1 representa el acceso más rápido al reactor y, a menudo, el costo más bajo para la producción de isótopos en pequeñas cantidades. Recientemente, se prepararon fuentes de densitometría gamma hechas de 169 Yb y es posible que se preparen según demanda en el futuro previsible.
Muchos elementos pueden medirse con facilidad y precisión a un nivel de partes por billón utilizando NAA. ORNL ha ayudado a corporaciones privadas con investigaciones aplicadas sobre las propiedades de los materiales de partida de fibra óptica y su relación con la concentración de oligoelementos y descubrió que la frecuencia de rotura depende de la concentración de ciertos elementos. Se han analizado diamantes y películas de diamante para detectar impurezas ultratraza y las determinaciones de ORNL fueron las primeras en informarse sobre diamantes sintéticos a granel. El ORNL también ha determinado el uranio y el torio en centelleadores orgánicos al nivel de 1e-15 g/g. El centelleador se utilizará en un proyecto de detección de neutrinos en Japón que requiere material lo más libre posible de radiactividad natural.
Los efectos combinados de la radiación gamma y de neutrones sobre los materiales son de interés para la investigación de materiales avanzados, la investigación de energía de fusión y para la producción de componentes y sistemas endurecidos . Un ejemplo reciente es la investigación de dosis-respuesta de materiales cerámicos de espejos dicroicos para el programa de investigación de energía de fusión. Las instalaciones PT-1 y PT-2 son muy adecuadas para llenar el nicho entre los flujos muy altos en la región objetivo HFIR y los mucho más bajos en los tubos del haz.
Medios relacionados con el reactor de isótopos de alto flujo en Wikimedia Commons35°55′05″N 84°18′14″O / 35.9181°N 84.3040°W / 35.9181; -84.3040