Reactor de Pruebas Avanzado

Imagen del núcleo del Reactor de Pruebas Avanzado en forma de trébol de cuatro hojas.

El Reactor de Pruebas Avanzado (por sus siglas en inglés, ATR: Advanced Test Reactor) es un reactor de investigación del laboratorio Nacional de Idaho (Idaho National Engineering and Environmental Laboratory INEEL). El ATR fue puesto en funcionamiento en 1967 con el objetivo principal de realizar pruebas de materiales y combustibles para el Programa de Reactores Navales de Estados Unidos. Es el reactor experimental de potencia más alta actualmente en operación en Estados Unidos.

Descripción del reactor

Como se mencionó anteriormente, el ATR se puso en marcha en 1967, y aunque ha estado operando desde entonces, se espera que se mantenga operativo hasta el año 2050. El ATR se diseñó para permitir evaluar los efectos de la radiación intensa en muestras de materiales, especialmente en combustibles nucleares. El principal usuario de este reactor durante su vida útil ha sido el Programa de Reactores Navales del Departamento de Energía de Estados Unidos. Además el ATR se utiliza para la producción de radioisótopos para aplicaciones médicas, industriales, medioambientales, agriculturales y de investigación. El ATR ha producido una gran parte del radioisótopo 192 Ir, utilizado como fuente comercial de radiografía, y del radioisótopo 60Co para aplicaciones médicas.

Este reactor es el tercero de una serie de reactores diseñados para probar los materiales que se utilizarán en otros reactores, sean prototipos o a gran escala. Se diseñó para funcionar con una potencia máxima de 250 MWt y tiene un arreglo de su combustible en forma de "Trébol de Cuatro Hojas" que permite una gran cantidad de posiciones para experimentos. Sus características le permiten controlar diferentes flujos en varios lugares y sus sistemas especializados también permiten que determinados experimentos se puedan realizar a sus propias temperaturas y presiones. El arreglo de elementos combustibles curvos en forma de trébol permite posicionar el combustible mucho más cerca que lo que es posible, por ejemplo, en núcleos con arreglo rectangular de sus combustibles.

El ATR tiene un dispositivo de control único que permite utilizar grandes diferencias de potencia entre las nueve trampas de flujo. El ATR usa una combinación de cilindros y barras de control. Los cilindos de control rotan sobre su eje, acercando o alejando del núcleo placas de hafnio. Las barras se insertan, y pueden moverse, verticalmente individualmente para ajustar la potencia.

El núcleo del ATR utiliza uranio altamente enriquecido y puede alcanzar una potencia térmica máxima de 250 MWt con un flujo térmico no perturbado de . Si bien el ATR es capaz de funcionar a su máxima potencia, el reactor ha sido solo ocasionalmente operado a potencias superiores a 110 MWt.

La disponibilidad operacional del reactor es del 75% excepto durante los recambios de internos del núcleo. Estos recambios requieren de varios meses cada períodos de 8 a 10 años.

Características Generales del ATR
REACTOR
Potencia térmica 250 MWt
Densidad de potencia 1 MW/Litro
Flujo neutrónico térmico máximo 1.0x1015 n/cm²-s
Flujo neutrónico rápido máximo 5.0x1014 n/cm²-s
Cantidad de trampas de flujo 9
Cantidad de posiciones para experimentos 68
NÚCLEO
Cantidad de elementos combustibles 40
Longitud activa de los elementos combustibles 1.2 m (4 ft)
Número de placas combustibles por elemento combustible 19
Contenido de 235U en un elemento combustible 1.075 kg
Carga total de combustible en el núcleo 43 kg
REFRIGERANTE
Presión de diseño del circuito 2.7 MPa
Temperatura de diseño del circuito 115 °C
Refrigerante Agua liviana
Caudal de refrigerante máximo 3.09 m³/s
Temperatura del refrigerante <52 °C (entrada) 71 °C (salida)
Other Languages