Experimento con reactor de aeronave

El Experimento de Reactor Aeronáutico ( ARE , por sus siglas en inglés) fue un reactor nuclear experimental diseñado para probar la viabilidad de reactores de combustible fluido, alta temperatura y alta densidad de potencia para la propulsión de aeronaves supersónicas . Operó del 8 al 12 de noviembre de 1954 en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) con una potencia máxima sostenida de 2,5 megavatios (MW) y generó 96 MW-horas de energía. ^{[ 1 ]}

El ARE fue el primer reactor en utilizar combustible de sales fundidas circulantes . Los cientos de ingenieros y científicos que trabajaron en el ARE proporcionaron datos técnicos, instalaciones, equipos y experiencia que permitieron el desarrollo más amplio de los reactores de sales fundidas , así como de los reactores refrigerados por metal líquido .

El concepto de aeronaves de propulsión nuclear fue estudiado formalmente por primera vez en mayo de 1946 por las Fuerzas Aéreas del Ejército de los Estados Unidos . ^{[ 2 ]} Se planteó la hipótesis de que las características únicas de la energía nuclear podrían aplicarse al vuelo supersónico de largo alcance, lo cual se consideraba de gran valor en términos de estrategia militar. Los desafíos de la propuesta se comprendieron de inmediato, y en 1950 la Comisión de Energía Atómica se unió a la Fuerza Aérea para estudiar las posibilidades mediante el desarrollo tecnológico en el programa de Propulsión Nuclear de Aeronaves (ANP), que se desarrolló desde 1946 (originalmente como USAF NEPA) hasta su cancelación en 1961.

El personal del proyecto ANP del ORNL decidió que la información técnica y la experiencia necesarias para lograr el vuelo propulsado por energía nuclear se obtendrían de la manera más económica mediante la construcción y operación del ARE. Consideraron que la tarea de volar un avión supersónico con energía nuclear era sumamente compleja y opinaron que podría ser necesario más de un reactor experimental antes de obtener la información suficiente para diseñar y construir un reactor apto para el vuelo.

Originalmente, el ARE fue concebido como un reactor de combustible sólido moderado por óxido de berilio (BeO) refrigerado con sodio líquido. Los bloques moderadores de BeO se adquirieron teniendo en cuenta el diseño de combustible sólido. Sin embargo, las preocupaciones sobre la estabilidad de la reacción en cadena relacionada con el xenón en el combustible sólido a temperaturas muy altas fueron lo suficientemente serias como para justificar el abandono del combustible sólido y su sustitución por combustible fluido circulante. Se incorporó una opción de combustible fluido con sal de fluoruro fundida al diseño original. ^{[ 3 ]}

El ARE fue diseñado para ser un prototipo de un reactor de aeronave de combustible circulante moderado por BeO de 350 megavatios. Utilizaba un combustible compuesto por 53,09  % molar de NaF , 40,73  % molar _de ZrF₄ y 6,18  % molar _de UF₄ . ^{[ 1 ]} El reactor era un cilindro de BeO con tubos curvados que dirigían el combustible que fluía a través del núcleo en ambas direcciones. Estaba rodeado por una carcasa de Inconel . ^{[ 4 ] : 44} La vida útil operativa del ARE estaba prevista en 1000 horas, con el mayor tiempo posible a la potencia máxima de 3 MW. La temperatura de diseño del combustible era de 820 °C (1500 °F) , con un aumento de temperatura de 180 °C (350 °F) a través del núcleo, aunque la temperatura máxima alcanzó los 860 °C (1580 °F) en operación estable y los 882 °C (1620 °F) en transitorios. 170 litros (46 galones estadounidenses ) de combustible fluyeron a través del reactor por minuto a una presión en el núcleo de aproximadamente 2,8 bar (40 psi ) . El sodio se bombeó a través del reactor a una velocidad de 570 litros (150 galones estadounidenses ) por minuto con una presión de aproximadamente 3,4 bar (50 psi ) . ^{[ 1 ]}                  

La sal combustible transfirió calor a un circuito de helio , que a su vez lo transfirió al agua. Además, los bloques reflector y moderador se enfriaron con un circuito de enfriamiento de sodio metálico líquido, que también transfirió calor al helio y luego al agua. El reactor contenía una fuente de neutrones (15 curies de polonio-berilio), una barra reguladora y tres barras de compensación de carburo de boro enfriadas con helio . El experimento estaba instrumentado con dos cámaras de fisión , dos cámaras de ionización compensadas y 800 termopares .

El sistema de control ARE podría detener automáticamente el reactor en función de un alto flujo de neutrones , un período de reactor corto , una alta temperatura del combustible a la salida del reactor, una baja temperatura del combustible del intercambiador de calor, un bajo caudal de combustible y la pérdida de energía externa.

La cámara del intercambiador de calor ocupaba mucho más espacio que las cámaras del reactor y del tanque de descarga. Los ambiciosos objetivos y la importancia militar de la ANP impulsaron una importante cantidad de investigación y desarrollo de sistemas complejos en entornos exigentes de alta temperatura y alta radiación .

Los estudios sobre corrosión y manipulación de sodio caliente comenzaron en 1950. Las investigaciones sobre los problemas de ingeniería y fabricación relacionados con la manipulación de sales de fluoruro fundidas comenzaron en 1951 y continuaron hasta 1954. Se operaron circuitos de prueba de corrosión por convección natural para seleccionar las combinaciones adecuadas de material y combustible. Estudios posteriores en circuitos de prueba de circulación forzada establecieron métodos para minimizar la corrosión y la transferencia de masa . El desarrollo de bombas, intercambiadores de calor , válvulas , instrumentación de presión y trampas frías se extendió desde finales de 1951 hasta el verano de 1954. Gran parte del trabajo se basó en la amplia experiencia a bajas temperaturas del Laboratorio Nacional Argonne y el Laboratorio de Energía Atómica Knolls . Fue necesario desarrollar técnicas relacionadas con la construcción, el precalentamiento, la instrumentación y el aislamiento de circuitos de alta temperatura fiables y herméticos hechos de Inconel . Se descubrió que era necesaria una construcción totalmente soldada.

En total, el desarrollo de equipos para apoyar la operación hermética a alta temperatura duró aproximadamente cuatro años. ^{[ 5 ]} El Informe Resumen de Peligros de ARE ^{[ 6 ]} se publicó el 24 de noviembre de 1952. Se ensambló una maqueta crítica de baja temperatura del reactor para verificar los modelos de cálculo. Los bloques moderadores de BeO se equiparon con tubos rectos llenos de una mezcla de polvo para simular el combustible. Se midieron la masa crítica, el valor de la barra reguladora, el valor de la barra de seguridad, las distribuciones del flujo de neutrones y los coeficientes de reactividad de una amplia variedad de materiales. ^{[ 7 ]} La construcción del edificio de la instalación de prueba comenzó en julio de 1951. ^{[ 4 ] : 125}

El reactor ARE funcionó correctamente. Alcanzó la criticidad con una masa de 32,8 lb (14,9 kg) de uranio-235 . Su estabilidad fue notable gracias a su elevado coeficiente de temperatura negativo del combustible (medido en -9,8e-5 dk/k/°F).  

El conjunto se ensambló suficientemente por primera vez el 1 de agosto de 1954, momento en el que se inició una operación de tres turnos para realizar pruebas. El sodio metálico caliente se hizo circular por el sistema a partir del 26 de septiembre para probar el equipo y la instrumentación del proceso. Los problemas con los sistemas de ventilación y purificación de sodio requirieron reparaciones prolongadas. Después de varias descargas y recargas de sodio, se introdujo sal portadora en el sistema el 25 de octubre. El combustible se añadió por primera vez al reactor el 30 de octubre. La criticidad inicial se alcanzó a las 15:45  del 3 de noviembre, después de un proceso minucioso y cuidadoso de adición del combustible enriquecido . Gran parte de los cuatro días se dedicaron a retirar tapones y reparar fugas en la línea de enriquecimiento. Se tomaron periódicamente una serie de muestras de combustible. En particular, mostraron un aumento en el contenido de cromo a una tasa de 50 ppm/día, lo que indicaba una rápida corrosión de las tuberías de combustible.

Se realizó una serie de experimentos en el ARE que respaldaron su misión. ^{[ 1 ]}

• Experimento crítico
• Medición subcrítica del coeficiente de temperatura del reactor
• Determinación de la potencia a 1 vatio (nominal)
• Calibración de la varilla reguladora frente a la adición de combustible
• Características del sistema de combustible
• Determinación de potencia a 10 vatios
• Calibración de la barra reguladora en función del período del reactor
• Calibración de la varilla de ajuste frente a la varilla reguladora
• Efecto del flujo de combustible sobre la reactividad
• Medición de baja potencia del coeficiente de temperatura del reactor
• Ajuste de la posición de la cámara
• Enfoque de potencia: funcionamiento de 10 kW
• Prueba del sistema de gases de escape
• Enfoque de potencia: raíles de 100 kW a 1 MW
• Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del combustible
• Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del reactor
• Arranque del reactor en función del coeficiente de temperatura
• Coeficiente de temperatura del sodio
• Efecto de un dólar de reactividad
• Medición de alta potencia del coeficiente de temperatura del reactor
• Coeficiente de temperatura del moderador
• Xenón funcionando a máxima potencia
• Efectos de reactividad del flujo de sodio
• Acumulación de xenón a una décima parte de la potencia máxima.
• Funcionamiento a máxima potencia

A las 16:19  del 8 de noviembre, durante el ascenso a alta potencia, el reactor se apagó tras detectarse altos niveles de radiactividad en el aire del sótano. Al parecer, las conexiones de gas de la bomba principal de combustible presentaban fugas de gases y vapores de productos de fisión hacia los pozos, y estos, a su vez, presentaban fugas hacia el sótano a través de sellos defectuosos en algunos paneles de conexiones eléctricas. Se tendió una tubería de 5 cm (2 pulgadas) desde los pozos hasta 300 m (1000 pies ) al sur, en un valle deshabitado. Se utilizaron compresores portátiles y un chorro para elevar la presión de los pozos a niveles subatmosféricas durante el resto del experimento. Los detectores de radiación de seguridad apagaron el reactor varias veces durante el reinicio y se retiraron para alejarlos del reactor. Finalmente, el reactor volvió a arrancar y alcanzó alta potencia.    

El 12 de noviembre, se realizó una demostración del funcionamiento del reactor ante personal de la Fuerza Aérea y de la ANP reunido en ORNL para una reunión informativa trimestral. Se demostró el seguimiento de carga encendiendo y apagando los sopladores. Una vez alcanzados todos los objetivos operativos, se decidió cesar la operación. El coronel Clyde D. Gasser se encontraba de visita en el laboratorio en ese momento y fue invitado a presidir la finalización del experimento. A las 20:04  , apagó el reactor por última vez. Se publicó mucha información sobre el funcionamiento del reactor, incluyendo registros experimentales detallados, trazas de potencia y 33 lecciones aprendidas. ^{[ 1 ]}

Entre el cierre y el vaciado de combustible, el personal operativo tuvo que usar máscaras antigás debido al alto nivel de radiactividad en el aire, causado por una fuga de gases que no se pudo localizar. ^{[ 8 ]} El 13 de noviembre, el combustible se transfirió al tanque de descarga. Se lavó el tanque de descarga con sal portadora presurizada. La sal de lavado se calentó a 38 °C (100 °F) por encima de la temperatura del sistema y se bombeó a través de los canales de combustible. Los operadores observaron los termopares para asegurar que la sal de lavado fluyera por todos los canales.  

Se suspendieron dos pantallas planas de plomo de 1,8 m x 1,2 m y 5,1 cm de espesor en la celda del intercambiador de calor para proteger al personal de desmantelamiento de la radiación de los sistemas de combustible. Primero se cortaron las tuberías de agua. Luego, se cortaron las tuberías de sodio con sierras para metales y se sellaron inmediatamente con varias capas de cinta adhesiva. Se limpió la bomba de sodio y se extrajo el impulsor para su examen. Al retirar la bomba de sodio y el intercambiador de calor, el campo de radiación en la sala aumentó a 600 mrem /h. El equipo había estado protegiendo el área de la radiación del sistema de combustible.      

El sistema de combustible se desmanteló cuidadosamente a partir de febrero de 1955. La bomba principal de combustible registró un caudal de 900 mrem/h a 2 m (5 pies ) . Se construyó una amoladora portátil que podía operarse desde el interior de una caja de plomo para cortar las tuberías de combustible cerca del reactor. Una vez liberado, el reactor se trasladó a un almacén y posteriormente a un cementerio. El combustible del tanque de descarga estaba destinado a ser reprocesado. Se tomaron aproximadamente 60 muestras de equipos y materiales para su análisis y examen detallados. Se realizaron pruebas metalográficas, de activación , visuales, estereofotográficas y de fugas.  

Después de que el ARE entró en funcionamiento, el proyecto ANP siguió adelante con los planes para construir un experimento más grande, el Reactor de Prueba de Aeronave (ART) de 60 MW. ^{[ 9 ]} El ART iba a ser un núcleo alimentado con NaF-ZrF ₄ -UF _{4 -} , moderado por Be, reflejado por Be con sodio metálico como refrigerante del reflector y NaK como refrigerante secundario, con un escudo hecho de plomo y agua borada.

El edificio 7503 en ORNL fue significativamente reexcavado en un proyecto de extensión que incluyó nuevas excavaciones profundas para albergar el ART, pero el programa fue cancelado antes de que se realizara el nuevo experimento. ^{[ 10 ]} Posteriormente, el edificio y las instalaciones albergaron el Experimento del Reactor de Sales Fundidas .

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