Core neutronics for Space reactors : analysis of HALEU configurations

One of the most critical technological gaps that need to be filled to support space exploration involving expedition to other planets concerns power generation systems capable of providing for several years a power source bigger than 1 kWe to planetary settlements. Among all the possible power supply systems, nuclear fission reactors represent the most attractive solution, thanks to their high specific power and the ability to produce energy regardless of their location or the external environment. This thesis work aims at analysing - from a neutronics perspective - different possible configurations for a space reactor employing High-Assay Low Enriched Uranium (HALUE), characterized by an enrichment level between 5% and 20%. This choice allows the design to be compliant with proliferation policies that prevent the use of uranium with an enrichment level higher than 20%. Furthermore, the proposed system has to meet safety requirements for launch approval and be optimized in terms of mass, which is of most importance for reducing launch costs. The design of the fission power system is carried out employing Kilopower reactor concept proposed by NASA as a reference, which is the only space reactor that has been recently tested with success through the experimental demonstration of the Kilopower Reactor Using Stirling TechnologY (KRUSTY) performed at Los Alamos National Laboratory (LANL). Serpent particle transport Monte Carlo code has been employed for the neutronic analysis. As first step, a model of KRUSTY is developed in Serpent to demonstrate the capability of the code to simulate nuclear reactors for space applications. The results are compared against both numerical simulation performed by LANL with a different neutronics code and with the experimental data collected from KRUSTY testing. Afterward, three possible design paths for HALEU reactor concept are investigated: i) a fast reactor just like KRUSTY, with the exception of using HALEU instead of HEU; ii) a homogeneously moderated thermal reactor, whose core is a homogeneous mixture of moderator and fuel; iii) a heterogeneously moderated thermal reactor, whose core is composed of separate layers of fuel and moderator. Each reactor concept is accompanied by a mass optimization analysis and safety analysis. The HALEU fast reactor is also supported by a study on how the system approaches criticality and estimations of power density distributions. The analysis performed on homogeneously moderated reactors is treated as an intermediate step to demonstrate the beneficial effect of adding moderator inside fuel, which turns into an improvement in neutron economy. Finally, the effect of heterogeneity is investigated to prove the existence of an optimal fuel cell pitch that permits to maximize reactor performance in terms of neutron economy.

Una delle lacune tecnologiche più rilevanti che necessita di essere colmata al fine di supportare l'esplorazione di altri pianeti riguarda sistemi di generazione di potenza in grado di fornire per diversi anni una fonte di energia superiore a 1 kWe agli insediamenti planetari. Tra tutti i possibili sistemi di alimentazione, i reattori nucleari a fissione rappresentano la soluzione più interessante grazie alla loro elevata potenza specifica e alla capacità di produrre energia indipendentemente dalla posizione o dalle condizioni dell' ambiente esterno. Questo lavoro di tesi mira ad analizzare - dal punto di vista neutronico - diverse possibili configurazioni di reattore spaziale a base uranio a basso arricchimento (HALUE), caratterizzato da un contenuto di U-235 compreso tra il 5% e il 20%. Questa scelta consente al progetto di essere conforme alle politiche di anti-proliferazione che impediscono l'uso di uranio con un livello di arricchimento superiore a 20%. Il sistema proposto deve soddisfare i requisiti di sicurezza per l'approvazione del lancio ed essere ottimizzato in termini di massa, il che rappresenta un aspetto fondamentale al fine di ridurre i costi di lancio. La progettazione del reattore viene svolta prendendo come riferimento il design Kilopower proposto dalla NASA, unico reattore per applicazioni spaziali che negli utlimi 40 anni è stato testato con successo attraverso la dimostrazione sperimentale del Kilopower Reactor Using Stirling TechnologY (KRUSTY ) eseguito al Los Alamos National Laboratory (LANL). Il codice Monte Carlo Serpent di simulazione del trasporto di particelle è stato impiegato per svolgere l'analisi neutronica. Come primo passo, in Serpent viene sviluppato un modello di KRUSTY al fine dimostrare la capacità del codice di simulare reattori nucleari per applicazioni spaziali. I risultati del modello vengono confrontati sia con le simulazioni numeriche eseguite direttamente da LANL con un diverso codice neutronico, sia con i dati sperimentali raccolti durante la dimostrazione del corretto funzionamento di KRUSTY. Successivamente, sono state proposte tre possibili opzioni di concetti di reattore a base di HALEU: i) un reattore veloce simile KRUSTY, ma che impiega HALEU invece di HEU come combustibile; ii) un reattore termico il cui il materiale moderatore viene omogeneamente mescolato con il combustibile stesso (reattore omogeneoamente moderato); iii) un reattore termico in cui il combustibile e il materiale moderatore sono forma di dischi alternati (reattore eterogeneamente moderato). Ciascun concetto di reattore è supportato da un'analisi di ottimizzazione della massa e da un'analisi della sicurezza per garantire l'approvazione al lancio. Sul reattore veloce HALEU è stato effettuato uno studio su come il sistema raggiunge le condizioni criticità e una stima delle distribuzioni di densità di potenza. L'analisi svolta sui reattori termici omogeneamente moderati mira a dimostrare l'effetto benefico dell'aggiunta di moderatore all'interno del combustibile sull'economia neutronica del sistema, che si traduce in una riduzione della massa totale del sistema. Infine, viene studiato l'effetto dell'eterogeneità del combustibile, per provare l'esistenza di uno spessore ottimale dei dischi in termini di economia neutronica.