谱移吸收材料在特殊临界安全中的应用研究

高剑; 苏毅; 赵润喆; 郭键

doi:10.13832/j.jnpe.2022.S2.0007

谱移吸收材料在特殊临界安全中的应用研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S2.0007

中国原子能科学研究院，北京，102413

详细信息

作者简介:
高剑（1988—），男，助理研究员，现主要从事反应堆设计及反应堆物理方面的研究，E-mail: 772751423@qq.com

中图分类号: TL329
计量
- 文章访问数: 181
- HTML全文浏览量: 76
- PDF下载量: 16
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2022-08-02
- 修回日期: 2022-09-12
- 刊出日期: 2022-12-31

Study on the Application of Spectral Shift Absorber in Special Criticality Safety

China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China

摘要

摘要: 特殊临界安全是空间反应堆（尤其是快中子堆）设计中需要重点考虑的问题，快中子空间反应堆一旦发生发射掉落事故掉入水、干沙或湿沙中，中子慢化能力增强，反应性上升，可能会导致反应堆发生临界安全事故，设计时需确保反应堆在各类掉落事故工况下始终保持次临界。谱移吸收材料（SSA）是一种共振能区中子比快中子能区中子吸收截面大得多的材料，将其应用于快中子空间反应堆中可以显著提升反应堆的临界安全性。以液态金属回路冷却快中子空间反应堆为研究对象，采用蒙特卡罗方法的MCNP程序建模计算，对梳理出来的5种SSA材料性能及湿沙含水量对于事故反应性的影响进行分类量化研究，以指导反应堆的特殊临界安全设计。研究结果表明，SSA材料的堆内使用及合理布置解决了反应堆的特殊临界安全问题。本研究成果可为后续相关堆型的临界安全设计提供有益参考。
- 快中子空间反应堆 /
- 发射掉落事故 /
- 谱移吸收材料（SSA） /
- 特殊临界安全
Abstract: Special criticality safety is a key issue in the design of space reactors, especially fast reactors. Once a fast neutron space reactor falls into water, dry sand or wet sand due to launch drop accident, the neutron moderating ability and reactivity will increase, which may lead to a criticality safety accident of the reactor. During the design, it is necessary to ensure that the reactor remains subcritical under all drop accidents. Spectral shift absorber (SSA) is a kind of material with much larger neutron absorption cross section in resonance energy region than in fast neutron energy region. Its application in fast neutron space reactor can significantly improve the criticality safety performance of fast neutron space reactor. Taking the fast neutron space reactor cooled by the liquid metal circuit as the research object, the MCNP program of Monte Carlo method is used for modeling and calculation, and the effects of the properties of five SSAs and the moisture content of wet sand on the accident reactivity is classified and quantified to guide the special criticality safety design of the reactor. The results show that the special criticality safety problem of the reactor is solved by the in-reactor use and reasonable arrangement of spectral SSA. The results of this study can provide a useful reference for the criticality safety design of related reactor types.
- Fast neutron space reactor /
- Launch drop accident /
- Spectral shift absorber /
- Special criticality safety

HTML全文

图 1 ¹⁸⁷Re中子截面图

Figure 1. Neutron Cross-Section of ¹⁸⁷Re

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 2 ¹⁵⁵Gd中子截面图

Figure 2. Neutron Cross-Section of ¹⁵⁵Gd

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 3 中子能谱

Figure 3. Neutron Energy Spectrum

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 4 反应堆堆芯示意图

Figure 4. Scheme Diagram of Reactor Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 5 整堆工况计算模型图

Figure 5. Calculation Model Diagram of Whole Reactor Condition　　　　　　

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 6 裸堆工况计算模型图

Figure 6. Calculation Model Diagram of Bare Reactor Condition　　　　　　　

下载: 全尺寸图片幻灯片

图 7 密实堆芯计算模型图

Figure 7. Calculation Model Diagram of Dense Core

下载: 全尺寸图片幻灯片

表 1 堆芯筒体外侧涂0.01 mm的SSA材料时的价值比

Table 1. Value Ratio When 0.01 mm SSA Is Coated on the Outside of the Core Barrel

材料	工况Ⅰ	工况Ⅱ	工况Ⅲ	工况Ⅳ
Eu₂O₃	−0.54	2.19	−0.35	2.67
Gd₂O₃	0.76	4.52	1.37	4.96
BC₄	0.92	5.50	1.74	6.38
Ir	0.47	−0.18	−0.17	0.25
Mo-14Re	0.21	0.46	−0.59	−0.30

下载: 导出CSV

表 2 SSA材料用作堆中心安全棒时的价值比

Table 2. Value Ratio of SSA Used as Reactor Center Safety Rod

材料	工况Ⅰ	工况Ⅱ	工况Ⅲ	工况Ⅳ
Eu₂O₃	0.52	3.53	0.96	3.74
Gd₂O₃	1.42	4.17	1.85	4.40
BC₄	−0.51	0.16	−0.81	0.78
Ir	0.36	1. 50	0.41	2.47
Mo-14Re	0.49	1.34	0.15	1.08

下载: 导出CSV

表 3 SSA材料用作燃料元件包壳时的价值比

Table 3. Value Ratio of SSA Used as Fuel Element Cladding

材料	工况Ⅰ	工况Ⅱ	工况Ⅲ	工况Ⅳ
Ir	0.20	1.84	0.35	1.92
Mo-14Re	0.33	1.73	0.43	1.56

下载: 导出CSV

表 4 事故工况汇总

Table 4. Summary of Accident Conditions

工况编号	堆外掩埋物	反应堆	堆芯进水
1	水	完整	否
2	水	完整	是
3	湿沙	完整	否
4	湿沙	完整	是
5	干沙	完整	否
6	干沙	完整	是
7	水	裸堆	否
8	水	裸堆	是
9	湿沙	裸堆	否
10	湿沙	裸堆	是
11	干沙	裸堆	否
12	干沙	裸堆	是
13	水	密实	否
14	湿沙	密实	否
15	干沙	密实	否

下载: 导出CSV

表 5 湿沙密度随含水量的变化

Table 5. Wet Sand Density Changes with Water Content

材料	编号	SiO₂体积分数	水体积分数	密度/(g·cm⁻³)
干沙	1	0.8621	0	2.000
湿沙	2	0.8621	0.05	2.050
	3	0.8621	0.1	2.100
	4	0.8621	0.1379	2.1379
	5	0.85	0.15	2.122
	6	0.8	0.2	2.056
	7	0.7	0.3	1.924
	8	0.6	0.4	1.792
	9	0.5	0.5	1.660
	10	0.4	0.6	1.528
	11	0.3	0.7	1.396
	12	0.2	0.8	1.264
	13	0.1	0.9	1.132
水	14	0	1	1.000

下载: 导出CSV

表 6 湿沙包覆工况下的k_eff

Table 6. k_eff under the Condition of Wet Sand Coating

湿沙含水量/%	密度/（g·cm⁻³）	工况4的k_eff	工况10的k_eff
100	1.00	0.92167	0.93012
40	1.79	0.93214	0.94943
30	1.92	0.93566	0.95344
20	2.06	0.93942	0.95737
13.79	2.14	0.94683	0.96687
10	2.10	0.94147	0.96234
5	2.05	0.93856	0.95790
0	2.00	0.93661	0.95448

下载: 导出CSV

表 7 临界计算结果

Table 7. Criticality Calculation Results

项目	k_eff	反应性/%
正常运行	1.02569	2.51
冷态停堆	0.89285	−12.0
事故工况4	0.94683	−5.62
事故工况6	0.93661	−6.77
事故工况10	0.96687	−3.43
事故工况12	0.95448	−4.77
事故工况14	0.94137	−6.23
事故工况15	0.93549	−6.90

下载: 导出CSV

参考文献(9)

[1]	苏著亭, 杨继材, 柯国土. 空间核动力[M]. 上海: 上海交通大学出版社, 2016.
[2]	KING J C, EL-GENK M S. Submersion criticality safety of fast spectrum space reactors: Potential spectral shift absorbers[J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236(3): 238-254. doi: 10.1016/j.nucengdes.2005.07.005
[3]	高剑,郭键,赵守智. 用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计[J]. 核科学与工程,2018, 38(3): 347-352. doi: 10.3969/j.issn.0258-0918.2018.03.002
[4]	MASON L, POSTON D, QUALLS L. System concepts for affordable fission surface power[R]. Cleveland: Glenn Research Center, 2008.
[5]	POSTON D I, KAPERNICK R J, GUFFEE R M, et al. Design of a heatpipe-cooled mars-surface fission reactor[J]. AIP Conference Proceedings, 2002, 608(1): 1096-1106.
[6]	PETERS C D. A 50-100 kWe gas-cooled reactor for use on mars: SAND2006-2189[R]. Albuquerque: Sandia National Laboratories, 2006.
[7]	EL-GENK M S, TOURNIER J M. A review of refractory metal alloys and mechanically alloyed-oxide dispersion strengthened steels for space nuclear power systems[J]. Journal of Nuclear Materials, 2005, 340(1): 93-112. doi: 10.1016/j.jnucmat.2004.10.118
[8]	黄洪涛,王卫军,钟武烨,等. 钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展[J]. 原子能科学技术,2020, 53(3): 505-511. doi: 10.7538/yzk.2019.youxian.0251
[9]	MCCONN R J JR, GESH C J, PAGH R T, et al. Compendium of material composition data for radiation transport modeling: PNNL-15870 Rev. 1[R]. Richland: Pacific Northwest National Lab. , 2011.