SPACE-R意外掉落事故的臨界安全分析

劉黎麗，孫 征，付子明

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

SPACE-R意外掉落事故的臨界安全分析

劉黎麗，孫 征，付子明

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

當空間熱離子反應堆發生意外掉落事故時，必須采取反應性控制措施保證反應堆處于次臨界狀態。SPACE-R是設計目標為40 kWe、10 a壽命的空間核反應堆。適合SPACE-R意外掉落事故的反應性控制方案有：在燃料空腔內加入控制材料及在慢化劑中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分別對兩種方案下反應堆的反應性進行計算，可知兩種方案均對SPACE-R在意外掉落事故下的反應性有一定的改善。經綜合考慮得出一個最終設計方案，能滿足意外掉落事故的臨界安全驗收準則。

SPACE-R；意外掉落事故；臨界安全；反應性控制；MCNP程序

空間熱離子反應堆工作于宇宙空間，需由運載火箭將其送入預定工作軌道。其安全問題可劃分為進入工作軌道前和入軌后兩個階段。對于入軌后的反應堆，一旦發生事故或運行結束后，可通過輔助手段將其送入800 km以上的地球軌道，此時系統可留軌達數百年，能避免對地球環境和人員的危害。意外掉落事故是指在發射升空入軌階段反應堆掉落并重返地面這一事故。在這種情況下，要求反應堆必須處于深度次臨界狀態，這樣反應堆僅有的放射性危害是235U的天然α衰變，對環境和居民的輻射影響不大［1］。

空間熱離子反應堆的意外掉落事故與掉落環境密切相關，意外掉落事故的最壞情況被定義為設計基準事故（DBA）。DBA是一個假設事件，該事件中反應堆被埋入濕沙之中；冷卻劑全部通道和腔室充水；燃料空腔充水。濕沙是比水反射效果更好的介質，美國和俄羅斯在對空間核反應堆電源進行研究時，均將最不利于意外掉落事故臨界安全的情況定義為DBA。必須采取反應性控制措施，確保反應堆在DBA情況下處于次臨界狀態。本工作在分析空間熱離子反應堆意外掉落事故的臨界安全問題時，只對設計基準事故進行分析。

SPACE-R是美國研究設計的空間核反應堆，它采用熱離子轉換器將核裂變能轉換為電能，其設計目標為滿足40 k We的功率水平要求以及10 a的壽期要求。由于保密等原因，只能了解到堆芯的概貌，對于其意外掉落事故下的反應性控制措施，無法獲知確切設計方案。本工作提出適合SPACE-R意外掉落事故的反應性控制方案，并利用MCNP程序對各方案的有效性進行論證，其結論可為其他相同功率等級的空間熱離子反應堆的堆芯方案設計提供參考。

1 SPACE-R堆芯描述

SPACE-R選擇單節熱離子燃料元件作為基本設計。堆芯由150根熱離子燃料元件（TFE）、慢化劑、堆芯筒體、端部鈹反射層、側鈹反射層、12個轉鼓及其他堆內構件組成。150根TFE分7圈布置，呈六邊形均勻分布在慢化劑中。堆芯中央布置了1根采用碳化硼吸收體的安全棒，作為事故工況下保證臨界安全和停堆時的反應性控制裝置。在堆芯活性區的外部和兩端，分別布置了側反射層和端部反射層。在側反射層中布置了12根鑲嵌了碳化硼的鈹控制鼓，通過轉動控制鼓來控制反應性和調節功率。

TFE主要由核燃料、發射極、接收極及隔離發射極和接收極的陶瓷絕緣環構成。發射極和接收極間充銫蒸氣，核燃料裂變產生的熱將發射極加熱到1 500℃以上高溫，使發射極產生熱電子發射，并由接收極接收，與負載形成回路。發射極和接收極一般由難熔單晶材料（鎢、鉬等）制成。銫蒸氣的作用是中和空間電荷及降低發射極材料的表面功函數。反應堆產生的廢熱由液態金屬帶出堆芯后靠熱輻射器向太空輻射［2］。

SPACE-R的堆芯結構示于圖1。SPACE-R的基本參數列于表1［3］。

圖1 SPACE-R堆芯結構Fig.1 Core structure of SPACE-R

表1 SPACE-R堆芯的基本參數Table 1 Core basic parameter of SPACE-R

2 計算程序及模型

2.1 計算程序

MCNP程序可用于計算中子、光子或中子-光子耦合、光子-電子耦合輸運問題及本征值問題［4］，其具有很好地處理復雜幾何結構及模擬復雜物理過程的能力，在小型反應堆的物理設計中已得到廣泛應用［5］。本工作利用MCNP程序計算SPACE-R在DBA情況下的反應性。

2.2 計算模型及設計目標

意外掉落事故的設計基準事故計算模型描述如下：1）堆芯溫度為293 K；2）堆芯所有空腔（包括冷卻劑孔道）進水；3）堆外被30 cm厚的濕沙子覆蓋。

濕沙子為水、氧化硅和氧化鋁的混合物。其成分是根據俄羅斯在空間核反應堆電源方面的研究經驗計算得出的，選取的原則是具有較好的反射效果，可引入更多的正反應性。反應堆埋入濕沙可通過在堆芯外附加30 cm厚的濕沙子來描述。這是因為30 cm已大于熱中子在濕沙子中的3倍擴散長度，其效果與無限厚的濕沙子反射層相當。

根據臨界安全的規定，除反應堆正常運行外，在任何情況下均應采取有效措施，保證核設施裝置不會意外達到臨界，參照中國空間熱離子反應堆臨界安全分析的做法，選取有效增殖因數（keff）小于0.98作為意外掉落事故的臨界安全驗收準則。

3 DBA情況下的反應性控制方案及計算結果

3.1 SPACE-R在DBA情況下的反應性分析

在發生DBA情況時，SPACE-R控制系統的狀態會影響反應堆的反應性，而控制系統的狀態取決于安全棒是否插入堆芯，以及控制鼓的碳化硼鑲塊相對于活性區的位置。為降低反應堆在DBA情況下的反應性，在發生意外掉落事故時安全棒應進入堆芯，所有控制鼓的碳化硼鑲塊應朝向堆芯，經MCNP程序計算可知SPACE-R在此情況下的keff為1.133 24，不滿足驗收準則，必須采取輔助控制措施。

3.2 DBA情況下的反應性控制方案

美國空間動力公司（SPI）提出了若干種DBA反應性控制方案，包括：1）在燃料空腔中加入控制材料；2）在慢化劑中加入可燃毒物；3）使用高密度表面的硬殼燃料，這種燃料能在DBA時阻止水進入燃料內部空腔；4）改變燃料元件的布置，借助于將燃料更靠近堆芯的中央來布置，或更靠近外圍來布置，來影響堆芯中子泄漏量。

方案3涉及材料性能研究，方案4需改變堆芯布置，會改變反應堆啟動時的keff，從而影響反應堆的壽命。因此，本工作僅研究方案1和方案2的有效性，并給出一個能保證SPACE-R在DBA情況次臨界的設計方案。

1）在燃料空腔中加入控制材料

意外掉落事故很大一部分問題來自水進入燃料空腔，因為燃料空腔進水增強了中子慢化效果?？稍谌剂峡涨粌燃尤肽撤N材料以排除水的進入，若該材料還能吸收中子，即能有效降低意外掉落事故下反應堆的反應性。目前，有4種可選材料：氧化鋯（Zr O2）、氧化鉿（Hf O2）、氧化釓（Gd2O3）和含硼石蠟（B（C6H5）3），分別在燃料空腔中加入4種材料，計算SPACE-R在DBA情況的keff。利用MCNP程序計算keff，結果如下：Zr O2，1.096 55；Hf O2，1.022 49；Gd2O3，0.998 33；B（C6H5）3，1.008 57。

分析計算結果可知，當在SPACE-R的燃料空腔中加入氧化釓或石蠟時，反應堆在DBA情況下的反應性顯著降低。氧化釓在水中有明顯的溶解性，需要尋找一些辦法來確保它的長時間穩定性。而石蠟是一種蠟狀的輕質材料，是較好的待選材料。設計時可采用在燃料空腔加入石蠟擠水棒的方案，在發射過程中，安全棒和擠水棒可靠地夾持在堆芯中，當反應堆進入預定軌道時，將安全棒和擠水棒彈出，反應堆才能啟動。此方案不僅能降低反應堆在DBA情況的反應性，而且不影響反應堆的后備反應性。

2）在慢化劑中加入可燃毒物

意外掉落事故的反應性控制可利用可燃毒物來實現。目前，硼、釤和氧化釓均已用于陸地上熱堆的反應性控制。

圖2 90根氧化釓芯棒處于慢化劑時的SPACE-R堆芯結構Fig.2 Core structure of SPACE-R at putting 90 Gd2O3rods in moderator

本工作研究了在慢化劑中放入氧化釓芯棒時SPACE-R的DBA反應性。圖2示出90根氧化釓芯棒處于慢化劑時的SPACE-R堆芯結構。氧化釓芯棒為全堆芯長度，外徑為4 mm。假設所用的是天然氧化釓。利用MCNP程序計算了DBA情況下堆芯布置氧化釓芯棒時反應堆的keff，結果列于表2。

表2 慢化劑中加入氧化釓芯棒時SPACE-R在DBA情況下的keffTable 2 keffof SPACE-R in DBA at adding Gd2O3rods in moderator

計算表明，通過在慢化劑中加可燃毒物能有效降低DBA情況下反應堆的反應性，但如果毒物棒數量過多，會使反應堆的反應性過小，堆芯缺乏可運行性。在堆芯布置66根毒物棒是較為合理的，此時反應堆在冷初始狀態的keff大于1，反應堆可運行。

3.3 最終設計方案

本工作給出了1個SPACE-R意外掉落事故的反應性控制最終方案，即在慢化劑中布置66根氧化釓芯棒且在燃料空腔中加入含硼石蠟擠水棒，此時堆芯結構如圖3所示。

圖3 66根氧化釓芯棒處于慢化劑時的SPACE-R堆芯結構Fig.3 Core structure of SPACE-R at putting 66 Gd2O3rods in moderator

經計算，DBA情況下反應堆的keff為0.956 02，滿足小于0.98的設計目標，且反應堆在冷初始狀態下的keff為1.010 08，堆芯具有可運行性。

整個壽期內鈾和氧化釓的質量變化分別示于圖4、5?？煽闯?，堆芯在壽期內燃耗較淺，芯體中235U和238U的質量變化非常小。在10 a壽期內，235U的消耗量約占初始裝量的3.39%。

圖4 鈾質量隨時間的變化Fig.4 U mass change with time

圖5 釓質量隨時間的變化Fig.5 Gd mass change with time

通過在堆芯合理布置可燃毒物，可達到功率分布優化的目的［6］。整個壽期內反應堆的最大徑向功率因子的變化如圖6所示，最大值出現在正常運行工況的初期。

圖6 最大徑向功率因子隨時間的變化Fig.6 Max radial power factor change with time

利用MCNP程序計算正常運行工況初期反應堆的徑向功率分布（1／4堆芯），布置毒物棒前堆芯的功率分布如圖7所示，最大值為1.406，布置毒物棒后堆芯的功率分布如圖8所示，最大值為1.248。分析計算結果可知，在堆芯布置毒物棒能有效展平堆芯功率分布。

圖7 堆芯布置氧化釓棒前的徑向功率分布（1／4堆芯）Fig.7 Radial power distribution in core before adding Gd2O3rods（1／4 core）

圖8 堆芯布置氧化釓棒后的徑向功率分布（1／4堆芯）Fig.8 Radial power distribution in core after adding Gd2O3rods（1／4 core）

4 結論

本工作根據SPACE-R的特點提出了兩種意外掉落事故的反應性控制方案，利用MCNP程序對兩種控制方案下反應堆的keff進行計算，以確定其有效性。最終給出一個設計方案，能滿足反應堆在意外掉落事故下的keff小于0.98的設計目標，并對此方案進行了燃耗計算、功率分布計算。本工作所提出的意外掉落事故的反應性控制方案可為其他相同功率等級的空間熱離子反應堆的堆芯方案設計提供參考。

［1］ 任勇.理想的空間電源-空間核反應堆［J］.核動力工程，1993，14（3）：269-273.

REN Yong.The good space electric power-space nuclear power reactors［J］.Nuclear Power Engineering，1993，14（3）：269-273（in Chinese）.

［2］ 楊啟法，盧浩琳.空間核反應堆電源的研究和應用［J］.航天器工程，1995，4（4）：11-20.

YANG Qifa，LU Haolin.Study and application of space nuclear power reactors［J］.Spacecraft Engineering，1995，4（4）：11-20（in Chinese）.

［3］ HABEDANK O.Analysis of TOPAZ-Ⅱand SPACE-R space nuclear power plants using a modified thermionic model［D］.USA：Air University，1993.

［4］ 金文綿，李素梅.MCNP3B使用手冊［R］.北京：中國原子能科學研究院，1998.

［5］ 解家春，趙守智，賈寶山，等.TOPAZ-Ⅱ反應堆慢化劑溫度效應分析［J］.原子能科學技術，2011，45（1）：48-53.

XIE Jiachun，ZHAO Shouzhi，JIA Baoshan，et al.Analysis of moderator temperature effect for TOPAZ-Ⅱreactor［J］.Atomic Energy Science and Technology，2011，45（1）：48-53（in Chinese）.

［6］ 謝仲生，尹邦華，潘國品.核反應堆物理分析：上冊［M］.北京：原子能出版社，2000：335.

Critical Safety Analysis of Unexpected Dropping Accident for SPACE-R

LIU Li-li，SUN Zheng，FU Zi-ming
（China Institute of Atomic Energy，P.O.Box 275-33，Beijing 102413，China）

When a space thermionic reactor is in an unexpected dropping accident，reactivity control measures must be taken to ensure the reactor is in the subcritical state.SPACE-R which is designed for 40 k We，and 10 years of life is used for supplying space electric power.There are two control measures which are proper for unexpected dropping accident of SPACE-R：Adding neutron absorber in the fuel cavity and adding burnable poison robs in the moderator.By calculating reactivity of SPACE-R using MCNP code，there is a conclusion：The two measures are all useful for controlling reactivity of SPACE-R in the unexpected dropping accident.Furthermore，there is a final design scheme which meets the critical safety criteria for the unexpected dropping accident.

SPACE-R；unexpected dropping accident；critical safety；reactivity control；MCNP code

TL364

A

1000-6931（2015）09-1624-05

10.7538／yzk.2015.49.09.1624

2014-05-11；

2014-06-16

劉黎麗（1984—），女，湖北隨州人，博士研究生，核能科學與工程專業