SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析

刘黎丽，孙 征，付子明

（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析

刘黎丽，孙 征，付子明

（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时，必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40 kWe、10 a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有：在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算，可知两种方案均对SPACE-R在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案，能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。

SPACE-R；意外掉落事故；临界安全；反应性控制；MCNP程序

空间热离子反应堆工作于宇宙空间，需由运载火箭将其送入预定工作轨道。其安全问题可划分为进入工作轨道前和入轨后两个阶段。对于入轨后的反应堆，一旦发生事故或运行结束后，可通过辅助手段将其送入800 km以上的地球轨道，此时系统可留轨达数百年，能避免对地球环境和人员的危害。意外掉落事故是指在发射升空入轨阶段反应堆掉落并重返地面这一事故。在这种情况下，要求反应堆必须处于深度次临界状态，这样反应堆仅有的放射性危害是235U的天然α衰变，对环境和居民的辐射影响不大［1］。

空间热离子反应堆的意外掉落事故与掉落环境密切相关，意外掉落事故的最坏情况被定义为设计基准事故（DBA）。DBA是一个假设事件，该事件中反应堆被埋入湿沙之中；冷却剂全部通道和腔室充水；燃料空腔充水。湿沙是比水反射效果更好的介质，美国和俄罗斯在对空间核反应堆电源进行研究时，均将最不利于意外掉落事故临界安全的情况定义为DBA。必须采取反应性控制措施，确保反应堆在DBA情况下处于次临界状态。本工作在分析空间热离子反应堆意外掉落事故的临界安全问题时，只对设计基准事故进行分析。

SPACE-R是美国研究设计的空间核反应堆，它采用热离子转换器将核裂变能转换为电能，其设计目标为满足40 k We的功率水平要求以及10 a的寿期要求。由于保密等原因，只能了解到堆芯的概貌，对于其意外掉落事故下的反应性控制措施，无法获知确切设计方案。本工作提出适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案，并利用MCNP程序对各方案的有效性进行论证，其结论可为其他相同功率等级的空间热离子反应堆的堆芯方案设计提供参考。

1 SPACE-R堆芯描述

SPACE-R选择单节热离子燃料元件作为基本设计。堆芯由150根热离子燃料元件（TFE）、慢化剂、堆芯筒体、端部铍反射层、侧铍反射层、12个转鼓及其他堆内构件组成。150根TFE分7圈布置，呈六边形均匀分布在慢化剂中。堆芯中央布置了1根采用碳化硼吸收体的安全棒，作为事故工况下保证临界安全和停堆时的反应性控制装置。在堆芯活性区的外部和两端，分别布置了侧反射层和端部反射层。在侧反射层中布置了12根镶嵌了碳化硼的铍控制鼓，通过转动控制鼓来控制反应性和调节功率。

TFE主要由核燃料、发射极、接收极及隔离发射极和接收极的陶瓷绝缘环构成。发射极和接收极间充铯蒸气，核燃料裂变产生的热将发射极加热到1 500℃以上高温，使发射极产生热电子发射，并由接收极接收，与负载形成回路。发射极和接收极一般由难熔单晶材料（钨、钼等）制成。铯蒸气的作用是中和空间电荷及降低发射极材料的表面功函数。反应堆产生的废热由液态金属带出堆芯后靠热辐射器向太空辐射［2］。

SPACE-R的堆芯结构示于图1。SPACE-R的基本参数列于表1［3］。

图1 SPACE-R堆芯结构Fig.1 Core structure of SPACE-R

表1 SPACE-R堆芯的基本参数Table 1 Core basic parameter of SPACE-R

2 计算程序及模型

2.1 计算程序

MCNP程序可用于计算中子、光子或中子-光子耦合、光子-电子耦合输运问题及本征值问题［4］，其具有很好地处理复杂几何结构及模拟复杂物理过程的能力，在小型反应堆的物理设计中已得到广泛应用［5］。本工作利用MCNP程序计算SPACE-R在DBA情况下的反应性。

2.2 计算模型及设计目标

意外掉落事故的设计基准事故计算模型描述如下：1）堆芯温度为293 K；2）堆芯所有空腔（包括冷却剂孔道）进水；3）堆外被30 cm厚的湿沙子覆盖。

湿沙子为水、氧化硅和氧化铝的混合物。其成分是根据俄罗斯在空间核反应堆电源方面的研究经验计算得出的，选取的原则是具有较好的反射效果，可引入更多的正反应性。反应堆埋入湿沙可通过在堆芯外附加30 cm厚的湿沙子来描述。这是因为30 cm已大于热中子在湿沙子中的3倍扩散长度，其效果与无限厚的湿沙子反射层相当。

根据临界安全的规定，除反应堆正常运行外，在任何情况下均应采取有效措施，保证核设施装置不会意外达到临界，参照中国空间热离子反应堆临界安全分析的做法，选取有效增殖因数（keff）小于0.98作为意外掉落事故的临界安全验收准则。

3 DBA情况下的反应性控制方案及计算结果

3.1 SPACE-R在DBA情况下的反应性分析

在发生DBA情况时，SPACE-R控制系统的状态会影响反应堆的反应性，而控制系统的状态取决于安全棒是否插入堆芯，以及控制鼓的碳化硼镶块相对于活性区的位置。为降低反应堆在DBA情况下的反应性，在发生意外掉落事故时安全棒应进入堆芯，所有控制鼓的碳化硼镶块应朝向堆芯，经MCNP程序计算可知SPACE-R在此情况下的keff为1.133 24，不满足验收准则，必须采取辅助控制措施。

3.2 DBA情况下的反应性控制方案

美国空间动力公司（SPI）提出了若干种DBA反应性控制方案，包括：1）在燃料空腔中加入控制材料；2）在慢化剂中加入可燃毒物；3）使用高密度表面的硬壳燃料，这种燃料能在DBA时阻止水进入燃料内部空腔；4）改变燃料元件的布置，借助于将燃料更靠近堆芯的中央来布置，或更靠近外围来布置，来影响堆芯中子泄漏量。

方案3涉及材料性能研究，方案4需改变堆芯布置，会改变反应堆启动时的keff，从而影响反应堆的寿命。因此，本工作仅研究方案1和方案2的有效性，并给出一个能保证SPACE-R在DBA情况次临界的设计方案。

1）在燃料空腔中加入控制材料

意外掉落事故很大一部分问题来自水进入燃料空腔，因为燃料空腔进水增强了中子慢化效果。可在燃料空腔内加入某种材料以排除水的进入，若该材料还能吸收中子，即能有效降低意外掉落事故下反应堆的反应性。目前，有4种可选材料：氧化锆（Zr O2）、氧化铪（Hf O2）、氧化钆（Gd2O3）和含硼石蜡（B（C6H5）3），分别在燃料空腔中加入4种材料，计算SPACE-R在DBA情况的keff。利用MCNP程序计算keff，结果如下：Zr O2，1.096 55；Hf O2，1.022 49；Gd2O3，0.998 33；B（C6H5）3，1.008 57。

分析计算结果可知，当在SPACE-R的燃料空腔中加入氧化钆或石蜡时，反应堆在DBA情况下的反应性显著降低。氧化钆在水中有明显的溶解性，需要寻找一些办法来确保它的长时间稳定性。而石蜡是一种蜡状的轻质材料，是较好的待选材料。设计时可采用在燃料空腔加入石蜡挤水棒的方案，在发射过程中，安全棒和挤水棒可靠地夹持在堆芯中，当反应堆进入预定轨道时，将安全棒和挤水棒弹出，反应堆才能启动。此方案不仅能降低反应堆在DBA情况的反应性，而且不影响反应堆的后备反应性。

2）在慢化剂中加入可燃毒物

意外掉落事故的反应性控制可利用可燃毒物来实现。目前，硼、钐和氧化钆均已用于陆地上热堆的反应性控制。

图2 90根氧化钆芯棒处于慢化剂时的SPACE-R堆芯结构Fig.2 Core structure of SPACE-R at putting 90 Gd2O3rods in moderator

本工作研究了在慢化剂中放入氧化钆芯棒时SPACE-R的DBA反应性。图2示出90根氧化钆芯棒处于慢化剂时的SPACE-R堆芯结构。氧化钆芯棒为全堆芯长度，外径为4 mm。假设所用的是天然氧化钆。利用MCNP程序计算了DBA情况下堆芯布置氧化钆芯棒时反应堆的keff，结果列于表2。

表2 慢化剂中加入氧化钆芯棒时SPACE-R在DBA情况下的keffTable 2 keffof SPACE-R in DBA at adding Gd2O3rods in moderator

计算表明，通过在慢化剂中加可燃毒物能有效降低DBA情况下反应堆的反应性，但如果毒物棒数量过多，会使反应堆的反应性过小，堆芯缺乏可运行性。在堆芯布置66根毒物棒是较为合理的，此时反应堆在冷初始状态的keff大于1，反应堆可运行。

3.3 最终设计方案

本工作给出了1个SPACE-R意外掉落事故的反应性控制最终方案，即在慢化剂中布置66根氧化钆芯棒且在燃料空腔中加入含硼石蜡挤水棒，此时堆芯结构如图3所示。

图3 66根氧化钆芯棒处于慢化剂时的SPACE-R堆芯结构Fig.3 Core structure of SPACE-R at putting 66 Gd2O3rods in moderator

经计算，DBA情况下反应堆的keff为0.956 02，满足小于0.98的设计目标，且反应堆在冷初始状态下的keff为1.010 08，堆芯具有可运行性。

整个寿期内铀和氧化钆的质量变化分别示于图4、5。可看出，堆芯在寿期内燃耗较浅，芯体中235U和238U的质量变化非常小。在10 a寿期内，235U的消耗量约占初始装量的3.39%。

图4 铀质量随时间的变化Fig.4 U mass change with time

图5 钆质量随时间的变化Fig.5 Gd mass change with time

通过在堆芯合理布置可燃毒物，可达到功率分布优化的目的［6］。整个寿期内反应堆的最大径向功率因子的变化如图6所示，最大值出现在正常运行工况的初期。

图6 最大径向功率因子随时间的变化Fig.6 Max radial power factor change with time

利用MCNP程序计算正常运行工况初期反应堆的径向功率分布（1／4堆芯），布置毒物棒前堆芯的功率分布如图7所示，最大值为1.406，布置毒物棒后堆芯的功率分布如图8所示，最大值为1.248。分析计算结果可知，在堆芯布置毒物棒能有效展平堆芯功率分布。

图7 堆芯布置氧化钆棒前的径向功率分布（1／4堆芯）Fig.7 Radial power distribution in core before adding Gd2O3rods（1／4 core）

图8 堆芯布置氧化钆棒后的径向功率分布（1／4堆芯）Fig.8 Radial power distribution in core after adding Gd2O3rods（1／4 core）

4 结论

本工作根据SPACE-R的特点提出了两种意外掉落事故的反应性控制方案，利用MCNP程序对两种控制方案下反应堆的keff进行计算，以确定其有效性。最终给出一个设计方案，能满足反应堆在意外掉落事故下的keff小于0.98的设计目标，并对此方案进行了燃耗计算、功率分布计算。本工作所提出的意外掉落事故的反应性控制方案可为其他相同功率等级的空间热离子反应堆的堆芯方案设计提供参考。

［1］ 任勇.理想的空间电源-空间核反应堆［J］.核动力工程，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］ 杨启法，卢浩琳.空间核反应堆电源的研究和应用［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］ 金文绵，李素梅.MCNP3B使用手册［R］.北京：中国原子能科学研究院，1998.

［5］ 解家春，赵守智，贾宝山，等.TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析［J］.原子能科学技术，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］ 谢仲生，尹邦华，潘国品.核反应堆物理分析：上册［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

刘黎丽（1984—），女，湖北随州人，博士研究生，核能科学与工程专业