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1.导论
核能科学与技术的的协调发展主要包括三部分—学术环境，核工业商用化，联邦政府—一致面对核能发展的挑战。三个机构共同需要实验设施，无论是基础科学研究、燃料和材料的研究还是数据库的建立。2007年四月，为了满足他们的需要，美国能源委员会（DOE）在Idaho 国家实验室（INL）设计了先进测试堆（ATR）作为国家科学研究实验设施（NSUF）。核能办公室（NE）、科学办公室、海军核能驱动项目办公室（NR）都很强烈支持这个行动。具备国家科学研究实验设施应用的功能的同时，ATR继续履行目前国家的使命。
ATR（图1）座落在INL实验室旁边，自从1967年以来断断续续地运行过。这个多功能设施的最初的首要任务是为美国海军核能驱动系统的发展和改良服务的，然而，近年来，ATR应用的越来越广泛，它应用于政府和私人赞助项目的研究。即使ATR现在已经广泛用于其他的研究和客户同位素生产，目前也运行着大约60%的实验负荷能力。美国能源委员会（DOE）为国家科学研究设施（NSUF）设计的ATR使DOE能在不需要其他研究领域支持的情况下便利地进行研究，并且能过使得ATR作为政府资源得到更为全面的应用。
图1 ATR设施
本文为对ATR上的辐照研究开展可能的实验提供指引。其次对NSUF的目的做了简短的讨论，对ATR和它相关的实验设施、支持INL辐照实验的辅助设施和辐照后检测（PIE）、用户做辐照实验、符合实验的条件、插入到ATR测试装置里面的材料的技术要求都做了描述。本文并没有提供ATR实验需要的所有信息，只是为初始实验计划提供指导。INL实验团队将与实验者一起工作以确定实验是否符合INL和ATR的要求。2.先进测试堆国家科学研究实验设施概述
作为国家科学实验研究实验设备（NSUF）而设计的ART为满足国家对安全可靠的能源资源需求以及环境保护提供了有力基础。ART NSUF包括ART，如热燃料实验装置（HFEF）等用于放射性实验的装置，以及试验的科学和工程支持。
ATR NSUF 将成为核燃料、核材料研究的核心。它将促进核能、科学、以及尖端材料和燃料研究与发展（R&D）的技术探索三者之间的相互联系。提升美国核工程实力和科学教育规划也是ATR NSUF的重要组成部分。
ATR NSUF旨在让核能研究人员接触到世界先进水平的设施，为美国核科学技术的革新提供支持。ATR NSUF将通过提供最先进级的放射实验，PIE设备以及核试验设计与安全性分析的技术支持。
ATR NSUF将是核能系统中核燃料和核材料科学研究的首要设备，这一设备将： 支持基础和应用研究与发展
提高已有的新燃料和材料以及先进反应堆理念的确定性和有效力 有利于发展和认定新的分析模型以改善核能系统
推进使用ATR进行的高质量科学实验之间的交流，确保优异的研究能力能够为更多的使用传统合作方式的科研团队所接受
为医药制造，科研，记忆包括短周期同位素在内的工业同位素生产提供ATR的使用 为核科学家，放射化学家，工程师的教育与培训以及对核工业至关重要的各中技术提供良好的平台
支撑还没有提供研究反应堆的大学进行核能研究，推进这些大学拥有自身研究反应堆的进程。
3.ATR描述
接下来介绍的ATR相关的设计与操作，将有助于实验的进行。使用人员可以联系INL（列出在ATR NSUF首页）如果需要更多的信息。
3.1 相关ATR设计特点
ATR设计采用了一种独特的曲核构造以提供大量的实验位置。主要的操作特性如下表1所示：
表1 ATR主要特性
ATR 在高通量区域有很大的试验空间。设计可以模拟短时间内的强中子辐射，最大的热功率是250 MW，最大的稳定热中子通量达到1.0 x 1015 n/cm2–s。由于大部分实验不需要实验能力的极限，ATR一般在更低的功率下运行。在需要高通量的条件下，偶尔在高功率水平上运行。
ATR是被进入反应堆容器底部后的加压水(2.5 MPa [360 psig])冷却的，水的平均温度是52°C(125°F),从外面的包含堆芯的圆柱形容器流上去，经过同一轴上的热区后到达容器顶部，然后堆芯流下。当反应堆满功率运行的时候，容器内冷却剂的温度达到71°C(160°F)。
ATR有独特设计（图2）的控制装置，对控制圆柱体和环片棒的联合控制，允许大功率在9个通量陷阱间变化。铍控制圆柱体包含铪板块可以旋转远离堆芯，铪薄片棒可以垂直插入或者收回来调节功率。在可接受的范围内，反应堆每个角的功率水平可以独立的控制，即使在同一个运行周期内，四个角的功率和通量水平都可以调到不同。
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图2.ATR 堆芯横截面图
3.2 ATR 热功率和热通量
ATR的中子通量随着实验装置的垂直高度的不同而不同。同样，在每个辐射位置的功率水平也是有区别的，反应堆功率为110 MWth，假设每叶的功率为22 MWth。热中子和快中子通量密度数值例在表2。表 2.Approximate peak flux values for ATR capsule positions at 110 MWth(22 MWth in each
lobe).图3表明了在中心通量陷阱中五种不同能量的中子的通量对称分布情况，这些数据比功率为125 MWth的反应堆要稍微高一些。图4表明的是同样功率为125 MWth的反应堆的平均稳定中子能量谱分布。图5表明的功率为220 MWth的反应堆的东面四分之一个堆芯中中平面中子通量密度从侧面的变化。热中子连续通量密度等高线间隔为4 × 1013 n/cm2–s。
ATR的γ辐照加热功率在堆芯盆腔中段面最高。从中心到反应堆顶部或者底部，随着燃料元件的消失，热功率成余弦分布，然后在堆芯外呈指数衰减。图6表明了功率为125 MWth的反应堆里面一个小尺寸（0.85英寸）的B装置典型的γ热功率情况。
3.3 试验点
ATR弧形的燃料布置比矩形网格布置使反应堆燃料与所有的中子陷阱位置都靠的更近。ATR反应堆堆芯和反射层中有9个高中子通量密度陷阱和68个辐照位置，每个位置都包括了多功能试验。在堆芯外面有两个大的辐照箱，里面有34个低通量辐照位置（图7）。被标记了红色的位置是在财政年FY2009年NSUF的实验所用的。
ATR试验装置的物理尺寸从直径0.659英寸到5.00英寸不等。中子通量陷阱、环薄片外壳和反射层中的实验装置的尺寸和典型中子通量水平在表2中列出。
被插入到ATR里面的目标叫做“试验组件”。这些试验元件有靶、密封舱、篮筐。密封舱为靶材料提供分界线和把它从反应堆最初的冷却剂中分开。密封舱里面有个内部的环面通常充满了惰性气体He气和Ar气。篮筐最为密封舱的外罩是为紧密联合反应堆里面的辐照位置而设计的。对于FY2009提供的一些实验位置，用户将使用有INL提供的筐和密封舱。这些筐和密闭器的设计已经得到ATR安全与经营方的认可。将来，用户可能与INL一道致力于新的筐和密闭器设计，但是，必须确保实验不与ATR安全基础相悖。
鼓励FY2009NSUF资助的实验者设计且/或制作对象，使得这些新插入的对象能与分配给相应点的密闭器兼容。这些点的详细介绍在本使用手册的第6部分。以下实验点来自于FY2009NSUF：
A组点在十字形的环薄片棒外壳（见图8），内部8个点（A-1到A-8）由于易受限而常用于长期的放射。A-13到A-16在FY 2009可用。
B组点位于旋转控制圆柱体的内部且堆芯外围的铍反射层（图7）。如表2所示，位于燃料部件附近的小B组点，比大B组点的中子通量强很多。B-1，B-8，B-9在FY2009可用。
I组点在旋转控制圆柱外部的铍反射层周围，因此，这些点的通量比其他ATR点要低，但是这些点比ATR中大部分其他点要大，所有的I组点，1-24在FY2009可用。
ATR的液压输送辐照系统（HSIS）B-7点将在FY2009中运行。这一系统使得试验样本能够在运行期间插入或移出ATR。在HSIS队列中将同时插入或移除16个密闭器。每个密闭器的长度为2.25，外径为0.625，而且所有的密闭器都是钛。大部分液压输送辐照系统的使用期预计为几小时到几天不等。
下面的点如果有需要将在未来几年内可用：
H组点位于中心通量陷阱装置（图8）。点H-3和H-11用于N-16监测并且对于辐照不可用。其他14个H点分布延伸至总长为107英寸的活性区以下6英寸处。此时，所有的H点都用于辐照空间。2009年的NSUF实验中所有H点都不可用。
外部辐照容器点（ON-1到ON-12，OS-1到OS-22）由三个可变直径组成，以使得不同尺寸的放射实验可以同时进行。2009年的NSUF放射实验中所有ON点或OS点都不可用。
3.4 操作实践
ATR的运行周期一般在6到8个星期，在关闭之前有一到两个星期的时间。实验材料可以在这个运行周期规定的关闭时期被插入或者移除，实验材料是从顶部插入（图9），底部的释放槽移除（图11）。
在停堆燃料补给期间顶部是不掀开的。在反应堆关闭和初始系统降压后，顶部的板盖从五个椭圆形接口上移开。使用长处理工具来转移燃料、辐照密闭舱和堆芯元件，这些东西是从顶部接口（图11）推向底部的释放槽的（图10）。这些辐照样品可以被控制重新输送到反应堆里面进行更长时间辐照或者留在槽里面等它冷却直到能被装载到集装箱或者被PIE运输。
除了八个星期的正常运转周期，短时间的高功率运行有时也被PALM允许。这些周期里功率维持50MW持续7到14天，被认可的ATR计划制定依赖于特定的周期确认、叶片功率和运行长度。任何偏离ATR认可的测试计划将被送给UWG做审查。表3列出了合理的运行周期，是作为在运行期间预期实验的一个样本，尽管如此，将来试验单位需要记住时间安排日程，因为安排表可能由于不同的运行需求而随时改变。4.可用的服务、仪器和特定的设施
为了支持ATR的运行，INL 开发大量的技术功能和特定的设施。这些都符合用户预期的需求。
4.1靶/密封舱的设计与工程
为特殊测试点设计与制造的靶目标必须适合填充密闭舱，一般来讲，测试模型必须是统一对称的而且无任何污染。制造公差需要不仅要使靶紧贴密闭容器里面，而且通常要遵循特殊的要求，即作为一个整体执行中子和实验组装热分析。如果未来的用户无权为专门的需要设计特定的靶，INL将提供这项服务。
4.2 化学分析
制造好后，靶物质的化学成分必须用合适的和被鉴定的化学分析方法确定。用户有权利提交被鉴定的化学成分，这些要被INL质量工程师审核。另外，化学分析实验室坐落在INL材料&燃料复合体（MFC），他有一套完整的分析仪器在热室里面，为用户进行化学元素和同位素检测服务。
4.3 靶制造
经常进行辐照的靶材料（如裂变和高活度同位素）需要特殊的处理和机械加工。产品质量和公差的一致性对或获得实验结果的可靠性很关键。
INL有好几种设施来装配ATR实验。在MFC，燃料和材料设施用来装配核燃料和非裂变靶。测试矩阵装配设施（TTAF）是ATR复杂热室设施建筑的一部分，为机械装配插入到ATR中的测试密封舱和测试阵列提供场所。TTAF有25-ft长的桌子为装配长测试阵列提供方便。设施包括功率设备，功率设备包括感应钎接设备、钨惰性气体焊接机、点焊机、烘烤箱、钻床、真空系统和电镀设备。
联合合作组织同意阿拉莫斯国家实验室(LANL)和橡树冷国家实验室(ORNL)有权提供额外的特定的靶装配功能。INL可以安排靶装配国家实验室系统中一个特殊的设施或者资质经营。
4.4 包装和运输
包含放射性成分的未经辐照的靶不能通过公共交通运输，除非被运输部门（DOT）允许的容器包装和适当的证明。包含靶材料的辐照密闭舱一般在冷却后然后放进被原子核委员会(NRC)许可的运输桶里面进行运输。INL机构为缺少资质发运个人提供发运工作。
4.5 质量保证
INL对ATR的质量保证需求和管理工作手续和INL所有的核设施。INL的计划符合NQA-1的需求。NL NSUF工作人员和用户一起工作确定用户的工作是否符合INL QA的要求、或者直接安排INL工作人员完成工作。通常，每个实验工程特定的质量计划包括在程执行计划里面，第一阶段工作的书面报告。所有的材料、部件和元件将被质量工程师接受检查，任何不符规格的在插入ATR之前被取消。
ATR数据的记录和存档主要分为两个部分：反应堆运行数据和测试数据。数据存档详述，哪里是中间，长度取决于用户和实验质量工程计划文件。
4.6 辐照后检查
ATR NSUF用户在MFC的后辐照检查功能包括三个主要的设施： • 分析实验室（AL），主要分析辐照和放射性材料
• 电子显微镜实验室（EML），辐照设施包括光学、扫描、分析显微镜
• 热燃料检查设施（HEEF），设计了一个很大的α-γ热室用来细微地分析辐照燃料和结构材料的特征。
PIE功能更多的的信息可以从PIE功能手册上、ATR NSUF主页上查到。在HFEF中的PIE功能从以下的段落中进行描述。
4.6.1 可视化检查
收到之后，密封舱将被进行可视化检查来测定他的机械完整性和表面外观，大部分密封舱都会被测量。在检查过程中，偏离竣工图的情况都会被记录。值得注意的是密封舱管道和端盖不能运转、破裂、变形、水泡、有污点的区域、腐蚀、由于磨损而缺少材料。偏离竣工图的情况都会在PIE工作之前被正近景像片检查。
4.6.2中子照相
中子照相可以在拆卸之前用来检查密封舱的内部情况。这种非破坏性的技术可以探测水的存在或者粘合材料里面的空洞。数据可以从一般的样本情况中得到，包括轴向位置、辐照位置和间隙、变形和弯曲、密封舱里面的燃料列长度。中子照相在MFC中子辐照设施里，它通过HFEF主要小室的地板接口与其相连（图12）。中子束是一个在主室下面的250KＷ的(TRIGA)反应堆产生的。密封舱和燃料棒的图像在东部辐照站可以显示（辅助室区域）。
4.6.3 内部气压和空洞体积分析
气体分析、样品、休整系统（GASR）用来穿刺密封舱装备、测量空体积、内部空气压力、空气成分收集样品、核素分析、总的元素组成。
GASR系统提供内部空洞体积和气压数据，气压的精度达到± 5%-体积在0.03到60升空气之间。系统由150W脉冲激光、光和气体可以透明的屏蔽墙、机械真空泵、刻度体积、测量仪表和控制机构组成。氯丁橡胶垫圈组成在分析和穿刺房间之间的泄露封条。
4.6.4 装配尺寸检查
实验元件的直径可由元件接触测量仪（ECP）测量，它是一个可以远程操作的测量圆柱形元件和密闭器轴向螺旋外径的连续接触轮廓计。测量的精度能够达到±0.0003英寸(7.6 μm)、测量的膨胀百分比的范围达到0.13 – 8.7%。棒的长度的测量精度可以达到±0.010英寸，弯曲度的精度可以达到±0.020英寸。4.6.5 γ扫描
实验元件可以通过完整的易接近的长度进行γ扫描测量总的放射性活度和选择的裂变产品同位素活度和结构材料的活化。γ谱用来测量燃料球形燃料或者从燃料圆柱体里面分离出来的燃料针、燃料再分配、燃料产物迁移、相关的对称燃耗情况。
4.6.6 光学、电子显微镜和放射化学分析
光学和电子显微镜用来分析微观特性，比如燃料重组、微孔密度和尺寸分布、燃料包壳化学组合、燃料和包壳的颗粒尺寸和结构、沉淀物、包壳的完整性。纵向和横向的燃料棒样品执行光学扫描和电子显微镜分析。
大部分燃料样品的燃耗是通过样品送到分析实验室进行放射化学分析测量的。
样品的准备在HFEF主室里面的一个充满惰性气体Ar气的子单元里面，有独立的空气控制系统（见图13）。样品准备的子单元里面有切片、底座、磨削、抛光、蚀刻功能。光学显微镜、扫描仪电子显微镜和放射化学样品是通过气压系统移动的。
光学显微镜用Leitz显微照片装备有投影屏和用来记录影像的高分辨率数码相机。4.6.7 机械性能、相位分布、微量化学和显微结构检查
硬度检查、张力检查、电子显微镜检查通常用来评估燃料和包壳的机械性能、相位分布、微量化学和显微结构。微观硬度测量是用维氏硬度计金刚石压头来进行硬度检测的。样品尺寸的减小后送到电子显微实验室（EML）进行电子显微扫描（SEM）和电子显微透射（TEM）检查，用波长和能量色散光谱学分析。电子显微透射可以对燃料或者材料样品的特性比如脱位、缺陷、气泡、凝结可以通过辐照诱导微观结构方法来进行分析。
5.NSUF实验插入过程概述
这一部分主要对实验过程进行综述，从用户实验的开始到靶和密封舱最后的布置。为了对实验过程的关键技术和战略合作提供执行方法，这里所有的步骤都讨论到了，不仅仅只设计到用户。
NSUF的基本原则是INL和用户群体之间要合作创新。为了全面落实这种方案，这项工作必须由一个协调的工作团体完成。靶的设计应该由INL专家全面完成；安全分析应该由用户来输入和评定；辐照后检查应该由INL专家和用户共同处理。同样，结果处理和下一步的工作计划也应该共同完成。
图14是用户进行试验的一个基本流程。接下来一小部分对每一个步骤都进行了简短的介绍，包括目的、负责执行方、先后秩序、传统方法、每一部分繁盛的位置。完成一项试验的时间取决于辐照测试的复杂性、辐照持续时间、PIE的复杂程度。作为惯例，完成一项简单的静态的密封舱实验，包括初始的实验计划、设计、组装最短的时间也要六个月。使用高标准硬件和预备的分析框架能缩短时间，但是，工程设计阶段的变化将会延长时间。
5.1 方案过程
用户在ATR上的实验每年都必须有一个实验方案。评估是由一个审查团体按照明确的准则来完成的。每年进行这项工作的目的是鼓励创造性想法，让尽可能多的人有机会参加。大部分实验都需要一年以上的时间来完成。
由于行业、学术能力和利益在相当范围内和可利用资源上是不相同的，方案的要求和选择在这两个用户群体中应该分开处理。5.2 准备和递交方案
方案必须一致满足方案中规定的格式编排。方案预期时间可能延长但是方案公布之后方案被认为标准的期限不在做考虑。清晰的意图和潜在实验价值对最终选择比用户的资格证书和预先的成就的详细阐述更重要。方案里面应该强调解释现象或者证实和测试的原因或者被反驳。有意义的韵律学和精确测量的实践方法对选择队伍很重要。预期的用户可能提出特别的辐照位置，然后，INL工程队伍，会与用户商量，会考虑所有相关的操作因素做出最后的决定。用户在建议准备也被鼓励咨询INL机构以确定他们的实验目的能否像所想象的那样达到。
5.3 制定用户协议和工程安排
方案出来后，ATR NSUF管理部门和制定方案的人将会制定用户协议。用户协议包括与INL一起工作所需要的语言，也包括一个工作明细表，明细表包括测试样本的准备和递交的特殊的信息，预算的电子表格。用户协议（和相关文件）在INL职开始技术设计工作之前员必须被标记，这些信息将会发给ATR NSUF 项目管理部门。
INL工程管理者（PM），调查负责人（PI），关键项目团体成员需要被确认；INL PM和PI将和用户PI一起工作去创建一个初步的工作日程，它应该与用户协议一致。根据用户协议的需求，INL实验工程组织提供技术支持（工程学、中子物理分析、安全问题的处理、辐照燃料的运输、程序的编写等）。在实验过程中实验工作组的全体成员要始终保持一致。与ATR UWG一起制定辐照安排，确定私人实验需求与ATR整体操作日程是否一致。用户协议里面有一些初步的日程信息，可以确定双方机构在日程的安排上是否一致，所以用户协议和初始的日程安排要同步制定。
5.4 实验要求的定义
虽然一般的辐照位置和相关的装配信息可以从这个文件里面得到，但是靶的设计需要一个准确的要求定义。INL机构和用户要确定实验设施在ATR中的辐照位置和在实验被辐照过程中的反应周期。一旦这个被确定，INL工程组织将与用户齐心协力编制一个详细的要求清单，清单内容包括密封舱尺寸、期望的通量和注量、安全极限。实验的技术和功能要求（TFR）、辐照测试计划（ITP），这些将被形成正规的文件，与INL设计控制过程一致。
辐射位置和周期分别决定了密闭器和筐是完整实验装置的组成部分。INL工程的正规文件涉及了密封舱里面的内部尺寸、温度和压力极限和书面联系用户所有相关的要求。用户基于这些信息将继续做详细的靶设计。还有额外的顾虑和约束，每个ATR安全要求将在下面讨论。5.4.1 靶材料要求
靶材料要求如下。5.4.1.1 禁止的材料
下面的材料在ATR试验中或者反应堆生物屏蔽中的环形设施是禁止使用的。•未知的材料– 未知成分组成的材料是不准用来做实验的。
• 易爆炸材料的当量 > 25 mg of TNT.(Lewis [1990]号文件中定义易爆材料是指在水或蒸汽中容易爆炸的固体或者液体，在配置中使用会引爆和产生振动波。• 低温液体.5.4.1.2 材料评价
下面的材料不允许用于实验，除非她的用途服从主要的实验安全分析标准或者服从分析在插入反应堆容器或者槽之前。
• 辐照危险活化产品，如果不能在设施和个人安全极限进行辐照后处理。• 辐照敏感材料，辐照效应会对安全基础带来挑战（比如结构变形导致密封舱无法运转）。• 易燃的和有毒材料，本身的或者辐照敏感材料的副作用。
• 被确认的任何固体或者液体的活性材料，反应性达到（NEPA2001）规定的限值或者在水或蒸汽中残生有害的反应导致灾害或者火灾(Lewis 1990)。5.4.1.3 材料控制
与反应堆燃料棒组件包壳、反应堆主冷却剂、存贮槽水冷却剂不和谐的材料，或者反应堆冷却系统（PCS）结构材料必须包含的材料，要保证不释放到PCS或者槽里面去。
不和谐的材料不许保证最大的可能不释放到反应堆PCS里面去。下面的是与PCS不和谐的化学材料的例子：汞、金、铜、银、氯化物。金、银或者其他确切复查过的材料用于活性监测器，要保险的提供以至于不会被释放到反应堆PCS。前面提到的材料清单并不包括所有，还有一些其他和反应堆燃料包壳材料不协调的材料没有在清单上列出。随着实验设计的最后确定，所有的材料将会被评估以确认他们是否符合安全基准文件要求。
5.4.2 测试目标和安全极限的界限
用户要仔细斟酌实验是否在安全极限以下。与用户一起选择的位置和周期必须在安全底线以内。
