SNAP-2
Ideea originală pentru SNAP-2 a venit în 1951, în urma unui studiu al corporației Rand care viza fezabilitatea unui satelit alimentat cu energie nucleară. Deja, în anul 1955, subiectul captase atenția USAF, care, la acea vreme, era organizația cea mai implicată și interesată de explorarea spațiului cosmic. Astfel, în 1955, a fost demarat oficial programul SNAP, în urma unei cereri a Diviziei de Dezvoltare a Reactoarelor de Apărare (Defense Reactor Development Division) din cadrul Comisiei pentru Energie Atomică, dar și din partea Centrului de Dezvoltare Aeriană Wright a USAF.
Cererea de bugetare originală era pentru o sursă de energie care să aibe o putere cuprinsă între 1 și 10 kWe care să poată opera autonom vreme de un an. Propunerea originală propunea un reactor de mici dimensiuni, moderat cu hidrură de zirconiu și răcit cu metale lichide (un amestec eutectic de sodiu și potasiu, NaK). Acesta urma să antreneze un motor termic cu mercur în ciclu Rankine (similar cu o turbină cu aburi).
De-a lungul programului, SNAP a devenit SNAP-2, iar caietul de sarcini înțial a fost modificat, la final ajungând la 55 kWt și 5 kWe, cu o temperatură de evacuare de 650 grade Celsius și masa de 100 kg (fără scut de radiație). Acest prototip a fost testat peste 10,000 de ore, și a contribuit enorm la dezvoltarea reactoarelor spațiale ulterioare (spre exemplu, toate reactoarele ulterioare au folosit un spectru neutronic similar, eptermic). Dezvoltarea directă a seriei de reactoare SNAP-2 a dus ulterior la SNAP-10A.
Primul test al unui ansamblu critic a avut loc în Octombrie 1957, la puțin timp după lansarea lui Sputnik. Reactorul folosea U-235 cu gradul de îmbogățire de 93%. Acest uraniu reprezenta 8% din greutatea unui element de combustibil U-ZrH. De asemenea, reactorul mai conținea și un reflector neutronic din beriliu, gros de 2.54 cm, și un reflector exterior din grafit cu grosime variabilă, compus din două emisfere.
Nu semăna cu imaginea pe care o avem cu toții a unui reactor nuclear, însă genul acesta de ansamble de dimensiuni reduse vor rămâne până în zilele de astăzi o caracteristică a reactorelor electrice experimentale, pentru că sunt ieftine de construit, operat și studiat. În acest caz, scoput testelor era de a observa si valida reactivitatea, gradul de activare neutronică a materialelor componente și comportamentul stabil intrinsec al reactorului.
Primul ansamblu critic pentru verificare si proof of concept
SNAP-2 Experimental
Reactorul SNAP-2 Experimental (abreviat S2ER sau SER) a fost al doilea ansamblu critic din programul SNAP-2, menit a testa geometria miezului și controlul de reactivitate, dar și de a realiza teste preliminare ale buclei de răcire, materialelor și alte probleme de design fundamental, dar nu era menit a fi o reprezentare fidelă a unui sistem gata de zbor.
Construcția sa a început în Iunie 1958 și s-a finalizat în Martie 1959. Pe 15 Septembrie și 20 Octombrie s-au realizat testele “pe uscat” și “pe umed”, iar pe 5 Noiembrie reactorul a început oficial producția de energie electrică. 4 zile mai târziu, reactorul și-a atins parametrii operaționali de putere și temperatură, și a acumulat, până în martie 1960, 1000 de ore de funcționare.
A urmat un al doilea program de teste pentru verificarea comportamentului transient, și, în final, a fost oprit pentru ultima oară în pe 19 Noiembrie 1960, la numai un an după ce a fost pus în funcțiune. Între 19 Mai și 15 Iunie 1961, reactorul a fost dezasamblat pentru studiu și stocare.
Combustibil
Spre deosebire de ansamblul critic anterior, menit a fi un proof of concept, SNAP-2 folosea tije de combustibil cu o concentrație mai redusă de uraniu, de numai 6.88% (de altfel, se poate observa progresia aici, fiindcă acest număr aparent arbitrar a fost obținut ca o optimizare a combustibilului în urma testelor cu ansamblul anterior). Elementele în sine erau prismatice, cu o lungime de 10 inch (25.4 cm) și o lățime de 2.47 cm (sau 0.975 inch) cu secțiune pătrată.
Aceste tije includeau și o fâșie de beriliu cu rol de moderator, precum și capete fabricate tot din beriliu, iar ansamblul de combustibil astfel obținut era inserat într-o cutie de metal cu pereți groși de 10 mil (0.254 mm) și la capete era sigilat cu capace din oțel sudat groase de jumătate de inch (1.27 cm).
În total, un element de combustibil avea, astfel, 14 inch lungime (35.56 cm) și un inch lățime (2.54 cm) cu secțiune pătrată. Miezul reactorului SER conținea 61 de astfel de elemente, rezultând o formă hexagonală cu latura de 20.32 cm și diagonala de 22.86 cm. Masa totală de U235 era 3 kg.
Sectiune transversala prin SER 2
Design
Miezul era înconjurat de un reflector extern, de formă aproximativ hexagonală. Trei dintre laturile acestui reflector erau ansambluri din mai multe plăci din beriliu stivuite, cu o grosime individuală de ¼ inch sau 6.35 mm. Motivul folosirii unor reflectoare formate din mai multe plăci subțiri era pentru a permite controlarea excesului de reactivitate în miez (prin îndepărtarea sau adăugarea lor manuală) și pentru a permite, la nevoie, îndepărtarea plăcilor prin intermediul sistemului de siguranță (o formă de scram).
Sistemul de scram funcționa în felul următor: ansamblurile de plăci de beriliu erau fixate pe un cadru metalic cu balamale în partea de jos. În partea de sus, ele erau fixate de un cadru cu o serie de electromagneti. La un scram, electromagnetii erau opriți, și plăcile cădeau în exterior. Miezul era astfel expus și neutronii lipsiți de moderator erau pierduți în cantitate prea mare pentru a continuă reacția nucleară, care era astfel înăbușită. Întreaga operație dura 240 ms.
Celelalte trei laturi conțineau tamburi de beriliu, menite a controla în mod fin reactivitatea. Între acestea erau prevăzute o serie de pene de fixare de formă specială.
Deasupra și dedesuptul miezului, moderarea și reflectarea neutronilor era asigurată de capetele de beriliu a elementelor de combustibil, dar și de structura de susținere a miezului, reflectorului extern și coloana de NaK lichid.
Ansamblul reactorului si mecanismele de control. A se observa pozitionarea celor din urma
Control si răcire
După cum am menționat mai sus, reactivitatea era controlată folosind tamburi de beriliu. Aceștia erau operați într-un sistem cu roți dințate, legate de motoare electrice cu curent continuu, Aceste mecanisme erau situate în spatele unor ecrane de plumb și acționau prin niște axuri ce penetrau acest înveliș, pentru a preveni probleme legate de iradiarea cu radiații gamma și neutronice.
Pentru vasul de presiune, materialul folosit era un tip de oțel-carbon, și forma era un trunchi de con, înalt de 4.7 metri, cu un diametru intern variabil în trei trepte, de la 1.22 metrii în partea de sus la 0.865 metrii în partea de jos. Vasul de presiune era umplut cu azot la suprapresiune mică pentru a preveni incendii rezultate din contactul cu aerul a sodiului (care e inflamabil) sau a hidrogenului în caz de scăpări. Vasul era prevăzut și cu o serie de țevi de răcire cu apă, pentru a preveni incălzirea excesivă, dar și eventuale pagube aduse betonului în care era încastrat. Deasupra acestui con era un scut de radiație terțiar, din plumb, și un scut de urgență din beton cu bor. Deasupra acestuia erau instalate sistemele de siguranță și control. Țevile care transportau NaK din miez penetrau aceste capace superioare.
Sistemul de răcire folosea ca și fluid de lucru un amestec eutectiv de 78% potasiu și 22% sodiu, presurizat cu heliu pentru a permite evacuarea totală în caz de urgență. Bucla de răcire primară avea o temperatura de intrare de 1200 F / 650 grade Celsius și o temperatura de ieșire de 1000F / 538 grade Celsius, în timp ce bucla secundară opera la valori între 950F / 500 Ceslsius și 1150F / 621 Celsius. Transferul de căldură între cele două bucle se realiza cu un schimbător de căldură în contracurent, de 100 kW. Bucla secundară era presurizată cu 1 psi peste cea primară, astfel că orice eventual contact între ele ar fi rezultat în transfer de fluid de la buclă externă și nu invers, prevenind astfel contaminarea (pentru că numai fluidul din buclă primară circulă prin miez).
Sistemul folosea și niște acareturi inedite, precum debitmetre cu magneți permanenți (care nu se uzau și necesitau mai puțînă întreținere; întreținerea la echipamente potențial contaminate cu material radioactiv e scumpă și dificilă) și pompe electromagnetice realizate de Aerojet International, fără piese în mișcare. Țevile din ambele bucle erau identice, și ambele foloseau izolație termică cu rezistență de până la 400F/205 Celsius.
Un alt fapt interesant este că bucla secundară folosea alt gaz de presurizare. Unde vasul de presiune folosea azot, și bucla primară folosea heliu, bucla secundară folosea argon. Acesta fusese prevăzut inițial și pentru buclă primară, dar existau temeri referitoare la iradierea sa.
Bucla secundară întra într-un radiator cu aer. Acesta lua aer din incinta clădirii, îl încălzea și îl evacua în exterior printr-un ventilator cu diametrul de 51 cm. Fluxul de NaK era de 11 grame per minut, și temperatura trecea de la 623.9 grade Celsius la 596 grade Celsius. După acesta, exista un sistem de încălzire electric de 50 kW, în eventualitatea că metalul s-ar fi solidificat (NaK îngheață la -12 grade Celsius, dar, cine știe….) înfundând țevile.
Aranjamentul sistemului in cladire, privit in sectiune. Schimbatorul de caldura dintre bucla primara si secundara
Amestecul de NaK este o alegere interesant dar nu foarte neobișnuită, multiple reactoare folosind acest material ciudat. El se prezintă un lichid la temperatura camerei, și permite un spectru neutronic mai dur, cu energie mai mare, decât apa. La 100 grade Celsius, el are o densitate de 855 kg/m^3, similar dar mai ușor decât apă. Motivul pentru care este întrebuințat în reactoare este că temperatura să de evaporare este de 785 grade Celsius, mult peste cea a apei (care trebuie presurizată pentru a se menține lichidă peste 100 de grade, și devine supercritică și extrem de oxidantă peste 340 grade, indiferent de presiune). Comparativ, NaK este benign cu metalele și absoarbe relativ puțini neutronic, însă marea să hibă este faptul că tinde să reacționeze violent cu apă (prin reacția chimică de oxidare, PLUS producția de hidrogen din acea reacție de descompunere a apei). Acesta este motivul pentru precauțiile de mai sus. E de menționat și că NaK, prin virtuatea temperaturii sale de operare mai rdicate, permite imagazinarea unei cantități de căldură mai mari, fiecare gram de NaK pompat (cu utilizare de energie, că doar pomparea nu e gratuită) inmagazinand mai multă energie termică.
Programul de testare
Miezul era pregătit pentru a fi încărcat în Septembrie 1959, după finalizarea construcției clădirilor. Pe 17 Septembrie au fost încărcate primele 14 elemente de combustibil, și două zile mai târziu, următoarele 41, ajungând în stare critică. Atunci s-au realizat calibrarile de siguranță, și încărcătura completă de 61 de elemente s-a realizat pe 19 Octombrie. A doua zi, NaK a fost și el încărcat, și s-a terminat testarea preliminara în regim de umezeală.
Prima operare la putere înaltă a demarat pe 9 Noiembrie și a marcat începutul unei campanii de testare intensivă pentru a determina comportamentul acestui reactor în condiții operaționale. În aceste teste, incalzitorul secundar de 55 kW s-a defectat și a fost înlocuit, dar defectarea sa a permis și determinarea coeficientului de reactivitate termică. Unul dintre elementele de sigurată din miez s-a defectat, dar a putut fi scos, modificat și reinserat, urmând apoi un test în condiții uscate la sfârșitul anului.
La începutul anului 1960, s-au întreprins experimente pentru a vedea comportamentul reactorului la evenimente transiente cauzate de acumulare de xenon, și una dintre liniile de răcire cu aer s-a defectat și a fost înlocuită. Mici modificări au fost aduse reactorului.
În fine, pe 22 Februarie, reactorul era gata pentru prima sa repriză de funcționare de lungă durată la putere maximă. Aceasta a durat până pe 12 Martie, când o defecțiune la echipamentul de control a generat o oprire de urgență. După resetarea echipamentului, reactorul a fost adus din nou la putere maximă în aceeași zi, și a continuat să opereze fără incidente. Pe 23 Aprilie, a atins 1000 de ore de funcționare continuă la parametrii normali de temperatură și putere. El a fost, apoi, oprit manual și următoarea rundă de teste a urmat la scurt timp.
Acestea au fost teste pentru a determina condiții limitative, la un interval de temperaturi cuprins între 315 grade Celsius și 480 grade Celsius, precum și un test de putere maximă la 510 grade Celsius și unul de putere zero (încălzire fără generare) la 480 de grade. Între acestea s-au mai realizat teste de coeficient de temperatură, rate de încălzire diferite și pentru regimuri transiențe. Până în Octombrie, au fost puține opriri. Atunci s-a defectat din nou sistemul de încălzire secundar, care a fost pur și simplu scos și înlocuit cu o țeavă, pentru a continuă testările la temperatură joasă.
Unul dintre aspectele cele mai interesante ale programului de teste a fost utilizarea unui calculator analog Donner pentru testările în regimuri transiente. El folosea ca date de intrare temperaturile de intrare în miez, debitul de NaK și reactivitatea tamburilor de beriliu. Calculatorul a fost calibrat cu atenție folosind datele obținute pentru a-i rafina modelul matematic, și apoi s-au întreprins o serie de teste pentru calibrarea tamburilor, folosind datele obținute din acest calculator. Aceste teste inițiale foloseau ecuații cinematice pentru a simula controlul neutronilor, iar comparația dintre rezultatele empirice și cele prezise de calculator arătau că diferențele erau de ordinul a 10% din valorile fizice. Erau astfel considerate suficient de precise pentru a permite controlul automat al reactorului. Testele și calibrarile au continuat, însă, și, până la sfârșitul programului de testări, acuratețea calculatorului ajunsese să fie atât de mare încât predicțiile sale erau aproape imposibil de diferențiat față de comportamentul real al sistemului.
Tabelul cu etapele programului de testare
Rezultate
În momentul în care a fost oprit definitiv, pe 19 Noiembrie 1960, reactorul operase 10,306 ore. Dintre acestea:
- 1877 au fost la putere și temperatură maximă (31% din timpul total de operare);
- 2290 de ore la putere maximă dar temperatură redusă (38% din timpul total de operare);
- 1868 de ore (30.9%) la putere și temperatură redusă.
În total, a produs 224.6 Mwh. De la pornire până la oprire, din timpul de nefunctionare, 30.1% s-a datorat concediilor și weekendurilor, 29.2% a fost pentru întreținere și reparații de rutină, 24,8% pentru defecte de echipamente și 15.9% datorat exclusiv funcționarii defectuoase a echipamentului de încălzire a fluidului din bucla secundară.
Reactorul a început să fie dezmembrat pe 12 Mai 1961, ultimele elemente de combustibil fiind scoase pe 31 (din motive de siguranță, trebuiau scoase câte 6 odată). Nu s-au observat schimbări vizibile între aparență elementelor la instalare și la dezmembrare.
Per total, SER a fost un succes, dovedindu-se un reactor mult mai puțîn temperamental (și spectaculos) comparativ cu rivalii săi timpurii din programul ROVER. El era inerent stabil, cu un coeficient termic negativ chiar și la 110% din puterea maximă (adică tot timpul voia să se oprească, nu să o ia fugă și să piardă controlul reacției). Deși problemele cu incalzitorul de NaK s-au dovedit o sursă continuă de nervi, această componentă era specifică reactorului de teste, și nu avea să fie prezentă și pe un eventual model care să zboare. S-a validat design-ul, permițând astfel programului să continue cu construcția următorului reactor experimental (SNAP-2 Development Reactor sau S2DR), ce avea să ducă, în final, la prima lansare a unui reactor spațial în cadrul programului SNAPSHOT.
Va urma.
Marian Dumitriu (Checkmate)
Surse:
1. PRELIMINARY RESULTS OF THE SNAP 2 EXPERIMENTAL REACTOR, Hulin et al 1961: https://www.osti.gov/biblio/4048774
2. THE FINAL REPORT ON THE SNAP 2 EXPERIMENTAL REACTOR (SER) OPERATION AND TEST PROGRAM 1962: https://www.osti.gov/biblio/4591868
3. MELTING AND FORMING OF SER FUEL RODS 1960: https://www.osti.gov/servlets/purl/4130788
4. PHYSICS MEASUREMENTS ON THE SNAP EXPERIMENTAL REACTOR (SER) 1961: https://www.osti.gov/servlets/purl/4076590