百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究.pdf

第58 卷第3期2024年3月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol.58,No.3Mar.2024百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究姜百惠，吉宇，孙俊，刘志宏，石磊（清华大学核能与新能源技术研究院，北京10 0 0 8 4）摘要：屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响，因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象，在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上，考虑到辐照剂量的径向分布，采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量，分析了屏蔽设计原理，并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析，调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置，获得了优化的屏蔽方案，在满足屏蔽要求的基础上质量减少了9 8.41kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。关键词：空间核反应堆；中子-光子耦合；阴影屏蔽；质量优化；蒙特卡罗方法中图分类号：TL32doi:10.7538/yzk.2023.youxian.0652文献标志码：AMass Optimization of Shielding Materialsfor 100 kWe-level Space Nuclear Reactor文章编号：10 0 0-6 9 31（2 0 2 4)0 3-0 6 7 2-0 8JIANG Baihui,JI Yu,SUN Jun*,LIU Zhihong,SHI Lei(Institute of Nuclear and New Energy Technology,Tsinghua University,Beijing 100084,China)Abstract:The performance of space nuclear reactors and spacecraft is significantly influ-enced by the size and mass of shield,therefore shielding design and optimization arecrucial for the development of space nuclear power systems.In this paper,shieldingdesign and optimization process was proposed,and the effectiveness was verifiedthrough an optimized shielding design for the Jupiter Icy Moons Orbiter(JIMO)reac-tor.Building upon the open lattice reactor concept of the JIMO project,the neutronicdesign of the JIMO reactor was supplemented.The shielding design and optimization forthe reactor employed a layered combination of beryllium(Be),boron carbide(B,C),tungsten(W),and lithium hydride(LiH).Considering the radial distribution of radia-tion dose,the Monte Carlo method was utilized to compute the neutron flux and thephoton dose at the payload.Additionally,the neutron dose at the leading edge of theLiH was taken into account.Given the computational cost associated with the MonteCarlo method,the stepwise optimization approach was proposed after the analysis of thecoupled transport characteristics of neutrons and photons and the shielding design收稿日期：2 0 2 3-0 9-0 5；修回日期：2 0 2 3-12-0 1基金项目：国家自然科学基金（52 10 6 2 56）*通信作者：孙俊第3期principles.The stepwise optimization and analysis revealed several key findings.First-ly,the multi-layer Be-B,C configuration,compared to the single-layer Be plus single-layer B,C arrangement,effectively reduces reflected neutrons,thereby diminishing themass required for photon shielding material.This reduction results from a decrease inthe secondary photons generated within the leading-edge structural materials.Secondly,due to the lower photon doses at the outer edge resulting from the strong penetrationability of photons,the mass of the photon shielding material can be reduced by decrea-sing the photon shielding radius.Thirdly,a shielding configuration with a Be to B,Cthickness ratio of 7:3 demonstrates excellent shielding effectiveness while maintaininga relatively small mass.Finally,placing W at 30 cm from the shielding leading edge notonly reduces the photon shielding radius but also decreases the generation of the second-ary photons,leading to an optimal shielding mass.The optimized shielding demon-strates equivalent radiation attenuation capabilities to the JIMO shielding,encompassingthe attenuation of neutron flux and photon dose at the payload and neutron absorptiondose at the leading edge of LiH.Simultaneously,the shielding mass is reduced by98.41 kg.This underscores the effectiveness of the shielding optimization process.Thedeveloped shield and the associated design process have the potential to serve as a valua-ble reference for future shielding design and optimization for space nuclear reactors.Key words:space nuclear reactor;neutron-photon coupling;shadow shield;mass opti-mization;Monte Carlo method姜百惠等：百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究673随着航天活动范围逐渐扩大和任务规模不断增加，空间能源日益成为未来空间活动的主要限制。空间核反应堆电源具有功率大、寿命长和环境适应性强等优点，是未来航天器能源和动力的重要解决方案 1-2 。与地面反应堆不同，系统质量是空间核反应堆电源总体设计时需要重点考虑的内容。屏蔽体质量与反应堆质量相当，因此屏蔽方案的设计优化对空间核电源系统的技术水平、技术风险大小起决定性作用。SP-100项目 31以锂冷空间堆为对象，提出了多层布置的屏蔽方案；百千瓦级空间核反应堆电源项目JIMOL4在详细评估和分析屏蔽材料性能的基础上，对氮氙气冷空间堆的屏蔽设计进行了研究，并给出了初步屏蔽方案。针对多种空间应用场景，国外还开展了包括SAFE5和S461等在内的空间堆研究计划和概念设计，在这些任务中，屏蔽优化设计也是需要重点解决的问题之一。目前，国内大多数的研究集中于采用遗传算法等工具对空间堆的屏蔽设计进行初步建模分析和优化，计算代价较大，且对于屏蔽设计优化的原理研究较少，难以提出适用性较强、可信度较高的屏蔽设计优化流程。本文以JIMO项目反应堆设计方案及铍-碳化硼-钨-氢化锂（Be-B,C-W-LiH)的组合屏蔽方案为基础，利用蒙特卡罗软件详细求解屏蔽体内中子-光子耦合输运过程，分析屏蔽设计基本原理，在此基础上对铍-碳化硼(Be-B,C)布置和钨（W）尺寸等进行优化，与JIMO屏蔽方案相比实现减重目标。1物理设计方案JIMO项目已完成反应堆及屏蔽的初步方案设计并给出部分设计参数，为屏蔽优化方法合理性的验证提供了基础。本文基于JIMO项目中轻质、紧、堆芯流阻较小的开放栅格式反应堆门理念，参考其材料选择及燃料棒、压力容器设计参数，对其堆内燃料棒排布，反射层、安全棒等设计方案进行补充完善，给出了热功率1MW、寿期15a的堆芯设计方案。图1为燃料棒设计示意图，采用9 0%富集度的UO2燃料芯块，包壳为耐高温Mo-47.5Re合金，在燃料和包壳之间设计有Re衬层以改善材料的相容性。在燃料棒的上部有可用于容纳裂变气体的腔室,端部各有一定厚度的BeO反射层。反一燃料元件-堆芯冷却剂流道674应堆布置方案如图2 所示，堆内共40 2 根燃料棒，通过12 根滑动反射层实现反应性控制。此外，堆芯中央设有B,C安全棒，以保障在地面运a原子能科学技术第58 卷输及系统发射等过程中可能遇到的事故场景下的反应堆次临界度。a安全棒孔道环形冷却剂流道一内部堆芯壳外压力容器反射层安全棒孔道bUO2燃料He气隙Mo-47.5Re包壳He-Xe冷却剂R27.44 cmR27.01 cm端塞(Inconel 617)bUoS60UoOSLo002外部压力容器内部堆芯壳环形冷却剂流道裂变气体腔室(He)27.69cmwo08St39.225cm6.24cm1.940cm轴向反射层(BeO)1.788cm1.518cm1.476cm滑动反射层（Be)固定wo008反射层(Be)R6.24cm定位隔板R6.67cm燃料冷却剂出一(UO2-富集度9 0%)R24.64 cmR25.07cm冷却剂人口auo086t图2 反应堆布置方案Fig.2 Layout diagram of reactor一气隙(He)使用蒙特卡罗方法计算获得堆内中子能谱，与轻水堆燃料元件使用蒙特卡罗方法计算获得的热中子能谱进行对比，如图3所示。由wo00-包壳(Mo-47.5Re)衬层(Re)Kos60冷却剂(He-Xe)y截面;b-一截面图3可见，由于JIMO反应堆尺寸较小，燃料富集度较高且堆内没有慢化剂，因此堆内快中子占比较高，屏蔽设计过程中需充分考虑快中子对材料的辐照损伤及快中子的慢化。a一y截面；b-y截面图1燃料棒材料组成及尺寸Fig.1Material and size of fuel rod2屏蔽方案2.1屏蔽布置在空间核反应堆中，一般采用阴影屏蔽方第3期案，如图4所示，即将辐射散热器和高增益天线等结构或负载布置在阴影内，以防止未经屏蔽体衰减的射线直接照射或经辐射板反射至辐照敏感器件处，影响设备性能。为减少屏蔽质量，屏蔽体常设计成圆台或椭圆台，屏蔽厚度主要受堆芯源强、辐照限值及堆芯与负载距离影响，屏蔽半锥角则取决于辐射散热器面积和高增益天线布置方式。10-鲁士中孔一印10-310-510-710-910-910-710510-310-1中子能量/MeV图3反应堆堆芯中子能谱Fig.3Neutron spectrum of reactor core-60-120-1200.17m压力推芯容器活性区图4反应堆及屏蔽布置方案 7 Fig.4Layout of reactor and shield7依据飞行器总体设计，辐射散热器面板与高增益天线以桁架为轴垂直布置，负载至堆芯活性区底端距离为50 m。辐射板面积约为453m，覆盖辐射散热器的屏蔽半锥角0 为12。而高增益天线的尺寸显著小于辐射板，因此覆盖高增益天线的屏蔽半锥角设计为6。2.2基准屏蔽方案屏蔽材料对屏蔽体积和质量有着重要影响。中子屏蔽常选用低原子序数材料，如LiH、H2O和Be等，实现对于中子的散射和慢化。同时,还可利用B,C实现对于中子的吸收。光子屏蔽通常选用原子序数较高的材料，如W、姜百惠等：百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究一JIMO反应堆一轻水堆10辐射面板反应堆控制屏蔽与能量转换系统675Pb和贫铀等 2 。现有计算分析表明，LiH和W分别是中子屏蔽和光子屏蔽能力最强的材料。但辐照累计剂量较高时，LiH辐照肿胀问题严重 8 。因此在屏蔽体前端高注量区域应使用Be和B,C等屏蔽中子 9-10 1，降低辐照剂量后使用LiH。另外，将W布置在中子注量较低位置，可有效减少次生光子的产生。JIMO项目中Be-B,C-W-LiH分层组合屏蔽方案 4如图5所示，屏蔽体总质量为18 30.7 3kg，其中316 不锈钢主要用于对屏蔽体进行固定和支承。选用蒙特卡罗软件RMC、END F/B-VII.0核数据库计算，通过给定合理的屏蔽层内中子、光子重要性，降低计算误差、提高计算速度，32 0 核并行计算平均计算耗时1h，辐照剂量计算相对误差控制在7%以内。使用面计数器统计中子、光子注量，并通过E722-04版本的中子辐射Si位移损伤函数11、Si光子质能吸收系数 12 、Multiplier卡进行注量与辐照参数的转化，得到负载处集成电路所受到的1MeV(Si)等效中子注量、累积光子剂量和LiH前沿受到的中子辐照剂量，与未设屏蔽相比分别衰减了3.2X10倍、8 1.8 倍、9.9 倍，如表1所列。为探1.5cmSS3161.0cmB,C+负载3x(5.0cmBe+0.5cmB,C)桁架1.75.cmW50.0m56.75 cm LiH2.5cmSS3161MeV(Si）等效中子注量9.0 110 cm-光子剂量2 19.9 7 krad(Si)图5基准屏蔽方案Fig.5Initial shielding scheme表1未设屏蔽与基准屏蔽方案辐照参数对比Table 1 Radiation parameter comparisonbetween unshielding and initial shielding schemes辐照参数LiH前沿中子剂量，Grad(LiH)负载处1MeV(Si)等效中子注量,cm-2负载处光子剂量，krad(Si)辐照参数最大统计相对偏差，%126.94kg377.09kg394.00kg624.89 kg307.80kgl负载处未设屏蔽基准屏蔽方案1018.48102.572.92X1016.9.01X1091.80X104219.973.24.4L旧前沿中子剂量102.57Grad(LiH)参数值676究屏蔽设计优化方法，本文以JIMO项目屏蔽方案为基准屏蔽方案，以JIMO项目屏蔽方案下负载处辐照剂量和LiH前沿中子剂量为设计限值，进行屏蔽优化设计工作，实现进一步减重的目标。3屏蔽优化3.1屏蔽优化思路利用蒙特卡罗方法开展三维中子-光子耦合计算虽然能获得较为准确的负载区域辐照累积剂量分布，尤其针对剂量水平沿屏蔽体径向变化较大的情况，但由于计算量太大导致难以采用全局优化算法来开展屏蔽优化。因此在了解屏蔽体内中子-光子耦合输运特性的基础上，分析屏蔽设计原理，并采用分步优化方法实现空间堆的屏蔽优化是总体设计阶段合理可行的技术途径。根据基准屏蔽方案，质量占比最大的是光子屏蔽体（W),因此可通过减小W的厚度和半径来实现减重。首先可利用Be和B,C的布置顺序及材料比例组合，在保持相当中子屏蔽效果的情况下尽量减小W前的光子剂量，以减小Table 2SShielding performance comparison between single-layer Be-B,C and multi-layer Be-B,C schemes布置方案Be+B,C屏蔽布置单层布置15 cm Be+2.5 cm B,C多层布置1.0 cm BaC+3X5.0 cm Be+0.5 cm B,C原子能科学技术第58 卷W的厚度。其次在减小W的半径方面，可在不产生明显次生光子增强的情况下，将W屏蔽体尽量靠前布置，同时也可依据光子剂量从轴线至边缘下降较快的特点，对W进行缩径处理。此外，在中子屏蔽方面，可增加W后低密度的LiH在中子屏蔽材料中的比例,在满足LiH辐照剂量限值的要求下，减小Be和B,C的质量。3.2屏蔽优化过程3.2.1Be-B,C布置方案优化屏蔽材料对射线的慢化和吸收顺序会影响屏蔽性能 13，如表2 所列，当Be和B4C层的厚度比例不变时，单层布置方案对于LiH前沿中子剂量的衰减能力更优，多层布置方案对光子剂量的衰减能力更优，二者对1MeV(Si)等效中子注量的衰减能力几乎相同。图6 示出屏蔽体前端0.0 19.0 cm处中子-光子耦合输运特性的辐照参数及中子能谱的变化。与单层Be-BC方案相比，多层布置可有效减少中子经Be反射重新到达屏蔽前端的比例,因此屏蔽前端的热中子注量显著降低。经过16.5cm厚的屏蔽层后，多层布置方案由表2 单层Be-B,C与多层Be-B,C方案屏蔽性能对比LiH前沿中子剂量/Grad(LiH)74.50102.57负载处1MeV(Si)等效中子注量/cm-?9.50X1099.01X109负载处光子辐照参数最大统计剂量/krad(Si)相对偏差/%329.404.5219.974.4101510141013101210111010L0图 6 单层Be-B,C与多层Be-B,C方案辐照参数(a)及中子能谱(b)对比Fig.6 Comparison of radiation parameter(a)and neutron energy spectrum(b)between single-layer Be-B C and multi-layer Be-B,C schemesLiH中子吸收剂量，多层布置方案a口LiH中子吸收剂量，单层布置方案Si光子吸收剂量，多层布置方案Si光子吸收剂量，单层布置方案1MeV(Si）等效中了注量，多层布置方案AIMeV(Si）等效中子注量，单层布置方案510屏蔽前端距离/cm710221021-uo/鲁甲士中10201019101810171520b1019z-U/鲁甲士中10171015101310-910-710-510-310-1中子能量/MeV0.0cm，多层布置方案16.5cm,多层布置方案19.0cm,多只布置方案口0.0 cm，单层布置方案。16.5c m，单层布置方案A19.0cm,单层布置方案1101第3期于沿程的B,C可以有效吸收热中子,因此热中子注量更低，快中子注量无显著区别。从Be-BC屏蔽后端来看，单层布置方案中,Be可充分慢化快中子,更有利于BC对中子的吸收，因此屏蔽后端的热中子注量更小，而快中子注量无显著区别。从损伤机理而言，热中子注量差异主要影响LiH前沿中子剂量,对1 MeV(Si)等效中子注量无显著影响。因此与单层布置方案相比，多层Be-B,C方案的LiH前沿中子剂量增加约38%。与单层Be-B,C方案相比，多层布置方案中屏蔽前端较低的中子注量导致SS316产生的次生光子更少。因此与单层布置方案相比，多层布置方案的光子剂量降低约33%。结合基准屏蔽方案设计，光子剂量降低所带来的W质量节省对屏蔽体总质量优化有正向贡献，因此本文依然选取多层Be-BC布置方案。此外，将Be与B,C按厚度比均匀化,LiH前沿中子剂量和负载处1MeV(Si)等效中子注姜百惠等：百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究677量、累积光子剂量分别为10 0.32 Grad（LiH）、9.38X10cm-、2 17.6 5k r a d(Si)，与多层方案相比差异在5%以内，说明以均匀化材料替代多层方案进行计算分析是合理的。为简化计算过程,后续使用均匀化Be十B4C进行屏蔽方案的优化，并在最终方案中采用多层建模的方法以保证结果的准确性。3.2.2W布置方案优化屏蔽体半径由以反射层前沿为顶点的12/6 阴影线决定，以防止经反射层反射的中子对负载处电子器件造成损伤。与中子相比，光子穿透能力较强，因此减小光子屏蔽体半径至以堆芯活性区前沿为顶点的阴影线，如图7 所示。负载处辐照参数的径向分布对比如图8 所示。光子屏蔽半径的缩减对1 MeV(Si)等效中子注量的衰减能力几乎没有影响，但导致了光子剂量的增加，且以边缘处最为明显。补偿光子剂量的增加需将W厚度增加至2.6 5cm，此时屏蔽体总质量17 49.0 8 kg，较基准方案仍有8 1.6 5kg的优化。a压力堆芯活性区容器反射层b塑士中压力堆芯活性区容器反射层a一Fig.7Photon shielding arrangement scheme基准布置方案；b一一半径缩减方案图7 光子屏蔽布置方案1011z-uo/吾士中10101MeV(Si)等效中子注量，基准布置方案口1MeV(Si)等效中子注量，半径缩减方案光子剂量，基准布置方案0光子剂量，半径缩减方案10%0图8 光子屏蔽半径缩减前后负载处辐照参数对比Fig.8Comparison of radiation parameter at payloadbefore and after photon shielding radius reduction7106(is)pe1/鲁士105104246负载半径/m3.2.3中子屏蔽尺寸优化本文研究了材料慢化与吸收顺序对屏蔽效果的影响，而慢化与吸收层的厚度比例同样会影响屏蔽性能。Be-B,C混合比例改变时，满足LiH前沿中子剂量限值的Be-B,C最小厚度以及满足负载处中子注量限值的LiH最小厚度如表3所列。由表3可看出，7 0%Be十30%B,C方案可在保证屏蔽质量较小的同时实现较好的屏蔽效果。8103.2.4光子屏蔽尺寸优化根据优化思路，W布置位置会影响次生光子剂量及屏蔽层半径。表4列出W布置位置对屏蔽性能的影响。由表4可看出，当W距屏蔽体前端30 cm时，可在678Be体积Be+B;C占比/%厚度/cm厚度/cm厚度/cm总质量/kgGrad(LiH)5016.56016.57017.58018.59020.0原子能科学技术第58 卷表3Be-B,C比例对屏蔽性能的影响Table 3Effect of Be-B,C mixing ratio on shielding performanceLiHSS31661.04.061.04.060.04.059.04.058.04.0LiH前沿负载处1MeV(Si)中子屏蔽中子剂量/1505.0093.251 492.78102.431 494.7995.211495.3294.881507.76100.68负载处等效中子注量/光子剂量/10cm-2krad(Si)7.72604.488.13630.667.81624.158.45629.347.73635.46辐照参数最大统计相对偏差/%4.84.94.94.75.0表4W布置位置对屏蔽性能的影响Table 4Effect of W position on shielding performance负载处W前端与Be+B,CW厚度/LiH厚度/屏蔽前端厚度/距离/cmcm5017.54017.53017.52017.51017.5SS316总质量/厚度/中子剂量/cmcm2.0060.02.0060.02.0060.02.1560.02.3560.0LiH前沿kg等效中子注量/cmGrad(LiH)4.01788.254.01771.604.01755.464.01758.344.01 783.24负载处1 MeV(Si)光子剂量/最大统计krad(Si)相对偏差/%10cm-294.945.7595.396.5895.736.27104.085.1563.705.30辐照参数216.825.2214.496.7217.665.8214.365.8216.985.1不产生过多次生光子的前提下减少W屏蔽层半径，所获得的屏蔽质量最优。3.3屏蔽优化方案综合上述结果，可获得优化后的屏蔽方案，如图9 所示，即采用多层Be-B,C方案，单层B,C最小厚度为0.5cm,Be与BC厚度比为7：3，W布置于距屏蔽前端30 cm处，LiH布置于辐照剂量低于10 2.57 Grad(LiH)处。优化后的屏蔽方案总重为17 32.32 kg,较基准方案降低 9 8.41 kg。1.5cmSS3161.0 cm B,C+7x(1.5cmBe+0.5cmB,C)+(1.75cmBc+0,75cmB,C)12.5 cm LiHLiH前沿中子剂量95.65Grad(LiH)Fig.9Optimized shielding scheme4总结本文针对JIMO项目热功率1MW、寿期15a的开放栅格式气冷空间堆设计方案，在Be-B,C-W-LiH分层组合屏蔽方案的基础上，完成了屏蔽设计优化工作。利用蒙特卡罗方法求解了屏蔽体内的中子-光子耦合输运过程，分析了屏蔽设计原理。在此基础上提出了分步优化的思路，通过屏蔽材料成分比例、布置位置和尺寸调整等措施，实现了较好的减重效果，证明了屏蔽优化流程的合理性。本文屏蔽方案及优126.94kg化流程为空间核电源屏蔽设计提供了参考，为总397.59kg体设计阶段快速评估及优化屏蔽奠定了基础。122.52.kg为进一步优化屏蔽方案，后续可开展以下2.1cmW253.86kg45.0 cm LiH511.56kg2.5cmSS316309.28kg负载处1MeV(Si)等效中子注量7.8 6 10 cm光子剂量2 17.9 9 krad(Si)图9 优化后的屏蔽方案10.58kg工作：1）当前屏蔽体半径较大，主要是由滑动反射层前端尺寸和屏蔽半锥角所决定，后续可对反射层前端进行适当切角，以减小屏蔽半径；2）减小W半径后，负载边缘处的光子剂量约为负载中心处的1.2 倍，后续可明确受辐照限制的负载半径,以减小W尺寸；3）进一步研究第3期LiH材料的辐照特性，提高LiH辐照剂量设计限值，减少Be-B,C所需质量；4）评估组合屏蔽的工艺难度、组装难度、成本造价，以实现工程应用。参考文献：1吴伟仁，刘继忠，赵小津，等，空间核反应堆电源研究J中国科学：技术科学，2 0 19，49（1)：1-12.WU Weiren,LIU Jizhong,ZHAO Xiaojin,etal.System engineering research and applicationforeground of space nuclear reactor power gener-atorsJJ.Scientia Sinica Technologica,2019,49(1):1-12(in Chinese).2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，2 0 16.3DEMUCH S F.SP1o0 space reactor designJ.Progress in Nuclear Energy,2003,42(3):323-359.4Knolls Atomic Power Laboratory.Space reactorradiation shield design summary,for informa-tion:SPP-67210-0011R.New York:KnollsAtomic Power Laboratory,2006.5DAVID I P,RICHARDJ K,RAY M G.Designand analysis of the SAFE-400 space fissionreactorRJ.USA:American Institute of Phys-ics,2002.6EL-GENK M S.Space nuclear reactor powersystem concepts with static and dynamic energyconversionJJ.Energy Conversion and Manage-ment，2 0 0 8,49(3):40 2-411.7BURDGE W D,LEVINE B L,BREWER G M,et al.Space nuclear power plant 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