El reactor de isótopos de alto flujo ( HFIR ) es un reactor de investigación nuclear en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) en Oak Ridge, Tennessee , Estados Unidos. Con una potencia de 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 estable más altos de todos los reactores de investigación del mundo. Los neutrones térmicos y fríos producidos por el HFIR se utilizan para estudiar la física, la química, la ciencia de los materiales, la ingeniería y la biología. El intenso flujo de neutrones , la densidad de potencia constante y los ciclos de combustible de duración constante son utilizados por más de 500 investigadores cada año para la investigación de dispersión de neutrones sobre las propiedades fundamentales de la materia condensada. El HFIR tiene alrededor de 600 usuarios cada año tanto para la dispersión como para la investigación en el núcleo.
Las instalaciones de investigación de dispersión de neutrones del HFIR contienen una colección de instrumentos de primera clase que se utilizan para la investigación fundamental y aplicada sobre la estructura y la dinámica de la materia. El reactor se utiliza para la producción de isótopos médicos, industriales y de investigación; para la investigación sobre daños graves causados por neutrones a los materiales; y para la 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 dosis altas de rayos gamma.
Con las operaciones regulares previstas, la próxima parada importante para reemplazar un reflector de berilio no será necesaria hasta aproximadamente 2023. Esta parada ofrece una oportunidad para instalar una fuente fría en el tubo de haz radial HB-2, que proporcionaría un flujo incomparable de neutrones fríos para alimentar los instrumentos en una nueva sala de guía. Con o sin esta capacidad adicional, se proyecta que el HFIR continuará operando 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 recientemente instalada (que utiliza helio líquido e hidrógeno para desacelerar 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 en el Instituto Laue-Langevin en Grenoble, Francia . [1]
En enero de 1958, la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos (AEC) revisó el estado de la producción de isótopos transuránicos en Estados Unidos. [2] 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 comenzó a funcionar 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 para fines médicos, nucleares, de detección y de seguridad.
En enero de 1966 se completó un programa de pruebas de baja potencia y comenzaron los ciclos de operación a 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 que se cerró temporalmente a fines de 1986, el HFIR logró un récord de tiempo de operación sin igual por parte de ningún otro reactor en los Estados Unidos. Para diciembre de 1973, había completado su ciclo de combustible número 100, cada uno de los cuales duró aproximadamente 23 días.
En noviembre de 1986, las pruebas realizadas en 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 del previsto. Se cerró el HFIR para permitir una revisión y evaluación exhaustivas de las instalaciones. Después de una reevaluación exhaustiva que duró más de dos años, modificaciones para extender la vida útil de la planta al tiempo que se protegía la integridad de la vasija de 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 garantía de calidad. Se actualizaron los documentos y se generaron otros nuevos cuando fue necesario. Se modificaron y reformatearon las especificaciones técnicas para mantenerse al día con los cambios de diseño a medida que fueron aceptados por el Departamento de Energía de los EE. UU. (DOE), anteriormente la AEC. Se redujeron la presión del refrigerante primario y la potencia del núcleo para preservar la integridad de la vasija al tiempo que se mantenían los márgenes térmicos, y se asumieron compromisos a largo plazo para realizar mejoras tecnológicas y de procedimiento.
Después de una revisión exhaustiva de muchos aspectos de la operación del 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 de abril de 1989, se produjo un nuevo cierre de nueve meses debido a una duda sobre la adecuación de los procedimientos. Durante este tiempo, la supervisión del HFIR se transfirió a la Oficina de Energía Nuclear del DOE; anteriormente, la supervisión estaba a cargo de la Oficina de Investigación Energética. Después de que el Secretario de Energía James D. Watkins autorizara la reanudación de la operación de arranque en enero de 1990, se alcanzó la potencia máxima el 18 de mayo de 1990. Se han establecido programas en curso para la actualización tecnológica y de procedimientos del HFIR durante su vida útil.
En 2007, el HFIR completó la transformación más espectacular de sus 40 años de historia. Durante un cierre de más de un año, la instalación fue remodelada y se instalaron nuevos instrumentos, incluida una fuente de neutrones fríos . Cuando se reinició el reactor, alcanzó su potencia máxima de 85 MW en un par de días, y los experimentos se reanudaron en una semana. Las mejoras y actualizaciones incluyen una revisión de la estructura del reactor para un funcionamiento fiable y sostenido; una modernización significativa de los ocho espectrómetros de neutrones térmicos en la sala de rayos; nuevos controles del sistema informático; instalación de la fuente de frío de hidrógeno líquido; y una nueva sala de guía de neutrones fríos. El HFIR modernizado albergará en su día 15 instrumentos, incluidos 7 para la investigación con neutrones fríos.
Aunque la principal misión del HFIR es actualmente la investigación sobre dispersión de neutrones, uno de sus objetivos originales era la producción de californio-252 y otros isótopos transuránicos para aplicaciones industriales, médicas y de investigación. El HFIR es el único proveedor del mundo occidental de californio-252, un isótopo que se utiliza, por ejemplo, en la terapia contra el cáncer y en la detección de contaminantes en el medio ambiente y explosivos en el equipaje.
El reactor HFIR es un reactor de tipo trampa de flujo , refrigerado y moderado con agua ligera reflejada por berilio , que utiliza combustible de uranio altamente enriquecido . [3] El diseño conceptual preliminar del reactor se basó en el principio de "trampa de flujo", donde el núcleo del reactor consiste en una región anular de combustible que rodea una región moderadora sin combustible o "isla". Esta configuración permite que los neutrones rápidos que se escapan del combustible se moderen en la isla y, por lo tanto, da lugar a 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 pone a disposición para la producción de isótopos. El gran flujo de neutrones en el reflector fuera del combustible de un reactor de este tipo se puede aprovechar extendiendo tubos de "haz" vacíos hacia el reflector, lo que permite que los neutrones se transmitan a experimentos fuera del blindaje del reactor. Se pueden proporcionar diversos 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 para experimentos y desde entonces se han añadido varias más. Las instalaciones para experimentos disponibles incluyen:
El conjunto del núcleo del reactor se encuentra en un recipiente a presión de 2,44 m (8 pies) de diámetro en una piscina de agua. La parte superior del recipiente a presión se encuentra 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 subpilas debajo del recipiente a presión. Estas características proporcionan el blindaje necesario para trabajar por encima del núcleo del reactor y facilitan enormemente el acceso al recipiente a presión, al núcleo y a las regiones del reflector.
El núcleo del reactor es cilíndrico, de unos 0,61 m (2 pies) de alto y 380 mm (15 pulgadas) de diámetro. Un orificio de 12,70 cm (5 pulgadas) de diámetro, la "trampa de flujo", forma el centro del núcleo. El objetivo suele estar cargado con curio-244 y otros isótopos transplutónicos y se coloca en el eje vertical del reactor dentro de la trampa de flujo. La región de combustible está formada por dos elementos combustibles concéntricos. El elemento interior contiene 171 placas de combustible; el elemento exterior tiene 369 placas. Las placas de combustible están curvadas en forma de involuta , lo que proporciona un ancho de canal de refrigerante constante. El combustible ( cermet U3O8 - Al enriquecido con 93 % de 235 U [4] ) no se distribuye de manera uniforme a lo largo del arco de la involuta para minimizar la relación de densidad de potencia radial pico-media. Se incluye un veneno nuclear combustible ( boro-10 ) en el elemento de combustible interno, principalmente para aplanar el pico de flujo radial, lo que proporciona un ciclo más largo para cada elemento de combustible. La vida útil promedio del núcleo con una carga experimental típica es de aproximadamente 23 días a 85 MW.
La región de combustible está rodeada por un anillo concéntrico de reflector de berilio de ~1 pie (0,3 m) de espesor. Este a su vez se subdivide en tres regiones: el reflector removible, el reflector semipermanente y el reflector permanente. El berilio está rodeado por un reflector de agua de espesor prácticamente infinito. En la dirección axial, el reactor se refleja en el agua. Las placas de control, en forma de dos cilindros concéntricos delgados que contienen veneno nuclear, están en una región anular entre el elemento de combustible externo y el reflector de berilio. Estas placas se impulsan en direcciones opuestas para abrir y cerrar una ventana en el plano medio del núcleo. La reactividad aumenta mediante el movimiento hacia abajo del cilindro interno y el movimiento hacia arriba de las cuatro placas cuadrantes externas. El cilindro interno se utiliza para calzar y regular la potencia y no tiene una función de seguridad rápida. El cilindro de control externo 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 de diferente contenido de veneno neutrónico diseñadas para minimizar la relación de densidad de potencia máxima a media axial a lo largo de la vida útil del núcleo. Cualquier placa o cilindro cuadrante es capaz de apagar el reactor .
El diseño del sistema de instrumentación y control del reactor refleja el 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 paradas de seguridad. Esta característica se complementa con un amplio sistema de pruebas "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 la operación. Todos estos factores contribuyen a la continuidad de la operación en HFIR.
El refrigerante primario ingresa al recipiente de presión a través de dos tuberías de 16 pulgadas (40,64 cm) de diámetro por encima del núcleo, pasa a través del núcleo y sale a través de una tubería de 18 pulgadas (45,72 cm) de diámetro por debajo del núcleo. El caudal es de ~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 de 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 120 °F (49 °C), la temperatura de salida correspondiente es de 156 °F (69 °C) y la caída de presión a través del núcleo es de ~110 psi (7,6 × 10 5 Pa).
Desde el reactor, el flujo de refrigerante se distribuye a tres de las cuatro combinaciones idénticas de intercambiadores de calor y bombas de circulación, cada una en una celda separada adyacente al reactor y a las piscinas de almacenamiento. Cada celda también contiene una válvula de descarga que controla la presión del refrigerante primario. Un sistema de refrigeración secundario extrae 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 fin de ciclo para recarga de combustible. Estas paradas de recarga de combustible varían según sea necesario para permitir el reemplazo de la placa de control, calibraciones, mantenimiento e inspecciones. La inserción y remoción de experimentos se puede realizar durante cualquier parada de fin de ciclo. La interrupción de un ciclo de combustible para la instalación o remoción de experimentos se desaconseja enfáticamente 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 diseños de los tubos de haz de neutrones térmicos HB-1 y HB-3 son idénticos, excepto por la longitud. Ambos están situados tangencialmente al núcleo del reactor, de modo que los tubos apuntan al material reflector y no directamente al combustible. En el extremo exterior se instala un colimador interno . Este colimador está hecho de acero al carbono y revestido de níquel. El colimador proporciona una apertura rectangular de 2,75 x 5,5 pulgadas (70 x 140 mm).
En el exterior de cada uno de estos tubos de haz se encuentra un obturador giratorio fabricado con acero al carbono y hormigón de alta densidad. El objetivo del obturador es proporcionar protección cuando no se necesita el haz de neutrones. Se colocan bloques de hormigón de alta densidad alrededor del obturador para evitar el paso de rayos.
El tubo de haz de neutrones térmicos HB-2 está situado radialmente con respecto al núcleo del reactor, apuntando directamente al combustible. Se instalan dos insertos de berilio en la punta esférica del tubo de haz para maximizar el flujo de neutrones térmicos dentro del ángulo crítico de aceptación del equipo del experimento de dispersión de neutrones. La cavidad del tubo de haz en el exterior del recipiente del reactor tiene una sección transversal rectangular que converge verticalmente y diverge horizontalmente de modo que la abertura en la ventana exterior es un rectángulo de 6 pulgadas de alto por 10 pulgadas de ancho.
Un conjunto colimador de acero al carbono se encuentra justo fuera de la ventana del tubo del haz. Este conjunto 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 se encuentra fuera del conjunto colimador externo.
El tubo de haz de la fuente de neutrones fríos HB-4 está situado tangencialmente al núcleo del reactor, de modo que el tubo apunta al material reflector y no directamente al combustible. Un tubo de vacío encaja perfectamente en la sección del interior del tubo de 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 dispersados 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 dispersados por el tubo.
En el extremo exterior del tubo HB-4 se instala un colimador interno que presenta tres aberturas rectangulares. Las dimensiones exteriores de las aberturas son 41 x 110 mm (1,61 x 4,33 pulgadas); 55 x 93 mm (2,17 x 3,65 pulgadas); y 45 x 110 mm (1,78 x 4,33 pulgadas). En el exterior del conjunto del colimador exterior hay un obturador giratorio. El obturador tiene disposiciones para enrutar la línea de transferencia de hidrógeno criogénico, helio gaseoso y tuberías de vacío necesarias para soportar la fuente de frío.
La instalación de tubos hidráulicos permite irradiar materiales durante períodos inferiores al ciclo de combustible HFIR estándar de ~23 días, lo que resulta ideal para la producción de isótopos médicos de vida media corta que requieren recuperación a demanda. El sistema consta de las tuberías, válvulas e instrumentación necesarias para transportar un conjunto de 2+Cápsulas de aluminio de 1 ⁄ 2 pulgada (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 se encuentra en la piscina de almacenamiento adyacente a la piscina del recipiente del reactor. Una carga completa de la instalación consta de nueve cápsulas apiladas verticalmente.
Normalmente, el flujo de calor del calentamiento por neutrones y rayos gamma en la superficie de la cápsula está limitado a 74 000 Btu/h-ft2 ( 2,3×10 5 W/m2 ) . Además, el contenido de veneno de neutrones de la carga de la instalación es limitado, de modo que el reactor no se puede activar por un cambio significativo de reactividad al insertar y retirar las muestras.
En la trampa de flujo se proporcionan treinta y una posiciones de objetivo. Estas posiciones fueron diseñadas originalmente para ser ocupadas por barras de objetivo utilizadas para la producción de elementos de transplutonio; sin embargo, otros experimentos pueden ser irradiados en cualquiera de estas posiciones. Una configuración de cápsula de objetivo similar puede ser utilizada 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 la instalación de 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 de objetivos de cada tipo deben diseñarse de modo que puedan enfriarse adecuadamente mediante el flujo de refrigerante disponible fuera de las cubiertas de las barras de objetivos. Se desaconsejan las cargas excesivas de veneno de neutrones en los experimentos en posiciones de objetivos debido a sus efectos adversos tanto en las tasas de producción de isótopos transplutónicos como en la duración del ciclo de combustible. Tales experimentos requieren una coordinación cuidadosa para garantizar efectos mínimos en los experimentos adyacentes, la duración del ciclo de combustible y el brillo del haz de dispersión de neutrones.
Se proporcionan seis posiciones de 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 existe un gradiente radial pronunciado en el flujo de neutrones térmicos en esta ubicación. Al igual que las posiciones de 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 la instalación de 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 sobre una longitud de 20 pulgadas (510 mm).
Ocho posiciones de irradiación de gran diámetro se encuentran en el berilio extraíble (RB) cerca de la región de control. Estas instalaciones se designan como RB-1A y -1B, RB-3A y -3B, RB-5A y -5B, y RB-7A y -7B. Por lo general, se las conoce como posiciones RB*. La línea central vertical de estas instalaciones se encuentra a 10,75 pulgadas (27,31 cm) de la línea central vertical del reactor y están revestidas con un revestimiento de aluminio permanente 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 la cápsula instrumentada también puede emplear gases de barrido o de enfriamiento según sea necesario. Los cables de los instrumentos y los tubos de acceso se acomodan 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 se utilizan, 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 en la distribución de energía del elemento combustible y la duración del ciclo del combustible. Estas posiciones pueden acomodar experimentos (es decir, protegerlos), lo que los hace muy adecuados para la irradiación de materiales de fusión.
Entre los usos de las instalaciones RB* se incluyen la producción de radioisótopos, la irradiación de reactores refrigerados por gas a alta temperatura y la irradiación de materiales candidatos para reactores de fusión. Este último tipo de experimento requiere un flujo de neutrones rápidos. Además del flujo térmico, existe 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.
En el reactor de rayos X, cerca de la región de control, hay cuatro posiciones de irradiación de diámetro pequeño. Estas instalaciones se denominan RB-2, RB-4, RB-6 y RB-8. La línea central vertical de estas instalaciones se encuentra a 26,35 cm (10,37 pulgadas) de la línea central vertical del reactor y tiene un diámetro interior de 1,27 cm (0,5 pulgadas). Las posiciones de rayos X pequeñas no tienen un revestimiento de aluminio como las instalaciones de rayos X*. Cuando no se utilizan, estas posiciones contienen tapones de berilio. Estas instalaciones se han utilizado principalmente para producir radioisótopos.
En el reflector semipermanente hay ocho posiciones de irradiación de 0,5 pulgadas (1,27 cm) de diámetro. El reflector semipermanente está formado por ocho piezas separadas de berilio, cuatro de las cuales se denominan tapones de acceso a las barras de control. Cada tapón de acceso a las barras de control contiene dos instalaciones de irradiación sin revestimiento, designadas CR-1 a CR-8. Cada una de estas instalaciones aloja una cápsula de experimento similar a las utilizadas en las pequeñas instalaciones de berilio extraíbles. 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. Solo se pueden irradiar experimentos no instrumentados en estas instalaciones. Cuando no se utilizan, estas instalaciones contienen tapones de berilio. Una caída de presión de 10 psi (6,89 × 10 4 Pa) con el flujo del sistema completo está disponible para proporcionar un flujo de refrigerante del sistema primario para experimentos de enfriamiento.
Dieciséis posiciones de irradiación en el reflector permanente se denominan instalaciones de experimentos verticales pequeños (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. Las que están en el círculo interior (11 en total) se denominan VXF pequeños interiores. Las que están en el círculo exterior (cinco en total) se denominan VXF pequeños exteriores. Normalmente, los experimentos no instrumentados se irradian en estas instalaciones. VXF-7 está dedicado a una de las instalaciones de irradiación neumática que respalda el Laboratorio de análisis de activación neutrónica y no está disponible para otro uso. Una caída de presión de ~100 psi (6,89 × 10 5 Pa) con el flujo completo del sistema está disponible para proporcionar un flujo de refrigerante del sistema primario para experimentos de enfriamiento. Cuando no estén 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 una preocupación particular para las perturbaciones en la distribución de energía del elemento combustible 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 para minimizar su efecto en los tubos de haz de dispersión de neutrones adyacentes.
Las seis posiciones de irradiación en el reflector permanente se denominan instalaciones de experimentación vertical de gran tamaño. Estas instalaciones son similares en todos los aspectos (en cuanto a características y capacidades) a las instalaciones de experimentación vertical de pequeño tamaño descritas en la sección anterior, excepto por la ubicación y el tamaño. Los revestimientos de aluminio en los VXF de gran tamaño tienen un diámetro interior de 2,834 pulgadas (7,20 cm) y las instalaciones están ubicadas concéntricamente con el núcleo en un círculo de radio de 18,23 pulgadas (46,3 cm). Cuando no se utilizan, estas instalaciones contienen tapones de berilio o aluminio. Las grandes cargas de veneno de neutrones en estas instalaciones no son motivo de preocupación particular en lo que respecta a las perturbaciones de la distribución de energía del elemento combustible o los efectos en la duración del ciclo del combustible debido a su distancia del núcleo.
Se ha previsto la instalación de hasta dos instalaciones de ingeniería para proporcionar posiciones adicionales para experimentos. Estas instalaciones consisten en tubos de 4 pulgadas (10,16 cm) de diámetro exterior que están inclinados hacia arriba 49° con respecto a la horizontal. Los extremos interiores 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 principal. Una de las instalaciones de ingeniería alberga 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 desde los elementos de combustible gastado 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 de 0,065 de espesor de pared para maximizar las dimensiones internas de la cámara para acomodar muestras lo más grandes posibles y aún así caber dentro del poste de cadmio de las posiciones de la estación de carga de combustible gastado. La cámara interior tiene aproximadamente 3+Tiene un diámetro interior de 1 ⁄ 4 de pulgada (83 mm) y admite muestras de hasta 25 pulgadas (640 mm) de largo.
Hay dos configuraciones para el conjunto de la cámara; la única diferencia son los tapones. La configuración sin instrumentación tiene un tapón superior que se utiliza para la instalación de las muestras y para sostener las líneas de gas inerte y mantener un entorno hermético mientras se está bajo el agua. La configuración instrumentada tiene una extensión de cámara por encima de la cámara y un "umbilical" para permitir que las líneas de gas inerte, los cables eléctricos y los 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 pueden apoyarse desde la parte inferior de la cámara o desde el tapón (solo configuración no instrumentada).
Se ha realizado la caracterización de la superficie interior de la cámara y se han confirmado las tasas de dosis gamma en esta ubicación. Se pueden proporcionar tasas de dosis gamma de hasta 1,8E+08. La selección de un elemento de combustible gastado apropiado puede proporcionar esencialmente cualquier tasa de dosis requerida. Debido a las reacciones secundarias dentro de los materiales de la muestra y del soporte en la cámara, se han creado modelos neutrónicos para estimar las tasas de dosis reales para 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 soportes de muestra 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.
Las irradiaciones recientes han demostrado que las temperaturas del calentamiento gamma pueden ser muy altas, superiores a 500 °F (260 °C) en elementos de combustible gastado nuevos. 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 se pueden utilizar para reducir la temperatura de la muestra. Puede ser necesario seleccionar un elemento de combustible gastado más desintegrado con una tasa de dosis más baja si los límites de temperatura son una preocupación.
Las temperaturas mínimas que se mantienen son de aproximadamente 100 °F (38 °C) (temperatura del agua limpia de la piscina). El uso de elementos de calentamiento eléctricos y/o la inyección de gas inerte (argón o helio) permiten mantener temperaturas controladas por encima de los 100 °F (38 °C).
El análisis por activación neutrónica (NAA, por sus siglas en inglés) es una poderosa técnica analítica que se utiliza para investigar la composición elemental de una amplia variedad de materiales. El NAA es muy sensible y preciso y, por lo general, se realiza de manera 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 el NAA para estudiar evidencia forense, materiales lunares y meteoríticos, materiales avanzados y materiales de alta pureza. El NAA no tiene efectos de "matriz" clásicos y es capaz de realizar mediciones muy precisas con límites de detección que, por lo general, se expresan en fracciones de ppm.
La primera vez que se realizó la NAA basada en reactor fue en el reactor de grafito X-10 . La instalación PT-1 se instaló en el HFIR en 1970 y se actualizó en 1987 cuando se agregó la instalación PT-2. Ambas instalaciones terminan en la parte del reflector de berilio permanente 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 sensibilidad para determinaciones de niveles ultra traza y para una producción limitada de isótopos. La instalación PT-2 ofrece un flujo altamente termalizado junto con un recuento de neutrones retardado, lo que brinda la capacidad de medir cantidades muy bajas de materiales fisionables en minutos.
El análisis de neutrones retardados se puede utilizar para la detección precisa de diversos materiales en busca de contenido fisible. La determinación requiere sólo seis minutos y tiene un límite de detección de 15 picogramos. Las muestras de frotis, vegetación, suelo, roca, plásticos, madera, metal y arena son igualmente susceptibles al análisis de neutrones retardados. Esta herramienta facilita los esfuerzos del Organismo Internacional de Energía Atómica ( OIEA ) para establecer un seguimiento de áreas amplias y permite a los inspectores individuales obtener grandes cantidades de muestras con la esperanza de encontrar la evidencia necesaria. Al analizar esas muestras, los costos muy altos del análisis destructivo se necesitan sólo para las muestras que se consideran interesantes. El análisis de neutrones retardados se está volviendo 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 causadas por 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 por analizar partículas microscópicas que pueden contener evidencia de actividades nucleares no declaradas al encontrar dichas partículas.
El análisis de la atmósfera de los dinosaurios es muy adecuado para determinar aproximadamente dos tercios de los elementos conocidos en materiales geológicos y biológicos. El análisis de la atmósfera de los dinosaurios facilitó varios proyectos que de otro modo hubieran resultado muy difíciles o imposibles. Se han realizado estudios a mediana y gran escala sobre la contaminación por mercurio en la zona de Oak Ridge, los niveles de referencia del suelo para muchos elementos y la proporción de isótopos de uranio en los suelos y la vegetación de la zona de Oak Ridge. El análisis de la atmósfera de los dinosaurios ha dilucidado la química y la historia de la Luna y se han estudiado muchos meteoritos diferentes. Se determinaron oligoelementos en huesos y tejidos animales para intentar comprender los efectos de la contaminación del hábitat. Se investigó el destino de los dinosaurios mediante el análisis del iridio en huesos fosilizados que databan de tiempos cercanos a los de los principales impactos de meteoritos conocidos. Recientemente, se han examinado estrategias de biorremediación y se han determinado las tasas de absorción de elementos pesados en plantas y animales autóctonos.
Desde sus inicios, NAA ha sido una herramienta para las investigaciones forenses de elementos traza. El plomo y la cubierta de las balas, la pintura, el latón, el plástico, el cabello y muchos otros materiales suelen ser de interés para la investigación criminal. En ORNL, se han realizado investigaciones que involucraron a los presidentes Kennedy y Taylor , e investigaciones de homicidios.
En las instalaciones PT-1 se han sintetizado a lo largo de los años pequeñas cantidades de diversos isótopos. Se han preparado de forma económica trazadores para estudios en animales, fármacos radiomarcados, fuentes para ensayos de tratamientos contra el cáncer y fuentes de apoyo para 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 a pedido en el futuro previsible.
Muchos elementos pueden medirse con facilidad y precisión a nivel de partes por billón utilizando NAA. ORNL ha ayudado a corporaciones privadas con la investigación aplicada sobre las propiedades de los materiales de partida de la fibra óptica y su relación con la concentración de elementos traza y ha descubierto que la frecuencia de rotura depende de la concentración de ciertos elementos. Se han analizado diamantes y películas de diamante para detectar impurezas ultra traza y las determinaciones de ORNL fueron las primeras en informarse sobre diamantes sintéticos a granel. ORNL también ha determinado uranio y torio en un centelleador orgánico a un 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 la energía de fusión y la producción de componentes y sistemas endurecidos . Un ejemplo reciente es la investigación de la respuesta a la dosis de materiales cerámicos de espejos dicroicos para el programa de investigación de la 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 del HFIR y los mucho más bajos en los tubos del haz.
Medios relacionados con Reactor de isótopos de alto flujo en Wikimedia Commons35°55′05″N 84°18′14″O / 35.9181, -84.3040