一种反应堆系统防核扩散性能评估方法技术方案

本发明专利技术公开了一种反应堆系统防核扩散性能评估方法，所述方法将各评估项进行加权求和，所述评估项包括核材料吸引力水平评估、核材料释热评估、自发裂变率评估、

【技术实现步骤摘要】
一种反应堆系统防核扩散性能评估方法


[0001]本专利技术涉及核反应堆系统，特别涉及一种反应堆系统防核扩散性能评估方法。

技术介绍

[0002]核能作为一种洁净、低碳、能量密度高的替代能源，为人类文明的可持续发展提供了保障，在能源需求日益增长的今天，核能的可持续发展越来越受到重视，而合理的防核扩散评估体系，可为后续制定具有较高防核扩散性能的燃料循环方案提供重要数据，为核能的科学部署提供科学依据。
[0003]目前，国际上针对防核扩散性能的评估有几种主流方法：美国能源局(DOE)核能研究顾问委员会提出了提高全球民用核能系统防扩散能力的技术(TOPS)，推荐了研究领域，制定了相关衡量体系；法国发展了核系统防核扩散的简化方法(SAPRA)，将可能涉及核扩散的流程分为转移、运输、转换及核武器制备4个阶段，该方法对每个阶段进行评分，评分项的累加值即为该系统的防核扩散指标；第4代核能系统国际论坛(GIF)建立了4代堆防核扩散和物理保护工作组(GEN IV PR&PP WG)，以满足4代堆防核扩散相关的技术目标的要求，该方法基于路径分析法，将路径分为3个阶段：获取、加工、武器制备；国际原子能机构(IAEA)提出了反应堆与燃料循环创新国际计划(INPRO)，目的是联合多个核电技术国家，在保证核安全、风险最小、尽可能不影响环境的前提下，共同开发更具竞争力的创新性核能系统(INS)，但是该方法仅给出了定性化的评估结果，在不同核能系统的对比上，存在局限性；美国桑地亚国家实验室(SNL)、洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)以及阿马里洛国家资源中心(ANRC)合作开发了多属性效用分析(MAUA)评价模型，之后橡树岭实验室(ORNL)又加入了该工作组，修改了评价体系中的多项属性和权重，给出了更详尽的安全屏障度量方法。
[0004]为了达到更为高效的燃料利用，燃料循环再利用的概念受到越来越多的关注，这就带来了后处理流程的需求，不同后处理方案会对防核扩散性能造成较大的影响，但是目前的评估方法在后处理流程的评价上仍存在较大的局限性，例如MAUA只要有在线加料，则评分为0，否则就为1，无法评价不同的装料及后处理模式。
[0005]另外，以上评价指标是基于固态燃料的铀钚燃料循环发展建立的，在燃料循环多样化发展的今天，没有考虑钍基燃料的材料特性及钍铀循环全流程的防核扩散性能评估；综上所述，鉴于钍铀燃料循环的独特特性以及在线、离线后处理应用越来越广泛，非常有必要设计出一套更具普适性的防核扩散性能评估方法。

技术实现思路

[0006]本专利技术要解决的技术问题是为了克服现有技术中在后处理流程的评价上有局限性以及对钍基燃料的熔盐堆评价不足的缺陷，提供一种反应堆系统防核扩散性能评估方法。本专利技术反应堆系统防核扩散性能评估方法全面适用于铀钚燃料循环和钍铀燃料循环的全流程(从启堆到运行直至卸堆、卸料地质掩埋)的防核扩散性能评估，并且评估结果更加准确，能够更客观地表征反应堆系统的防核扩散性能。
[0007]本专利技术是通过下述技术方案来解决上述技术问题：
[0008]本专利技术提供一种反应堆系统防核扩散性能评估方法，所述方法将各评估项进行加权求和得到核安全测量值，所述评估项包括核材料吸引力水平评估、核材料释热评估、自发裂变率评估、
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U中
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U杂质量评估、易裂变材料浓度评估、辐射剂量评估、体积/质量评估、检测频率评估、检测不确定度评估、分离度评估、项目核算评估、监视度评估、物理屏障评估、装量评估以及装料及后处理模式评估，所述装料及后处理模式评估包括：
[0009]A：所述装料及后处理模式为一次通过，所述装料及后处理模式评估的评分为满分；
[0010]B：所述装料及后处理模式为批次后处理，所述装料及后处理模式评估的评分低于A的评分；
[0011]C：后处理至少一步的分离物中包含多种核素，所述装料及后处理模式评估的评分低于B的评分；
[0012]D：所述装料及后处理模式为在线连续后处理，则所述装料及后处理模式评估的评分低于C的评分，并且待处理的显著量未申报核材料的质量越大，所述评分越低。
[0013]优选地，所述装料及后处理模式评估包括：A的评分为满分；B的评分为满分的80％；C的评分为满分的60％；在D中，根据待处理的单位显著量(significant quality，SQ：制造核爆炸装置的可能需要的核材料近似量)未申报核材料总质量从小到大，评分依次分级为满分的50％、40％、30％、20％和0％。
[0014]更优选地，所述装料及后处理模式评估如下表：
[0015][0016]其中，所述的装料及后处理模式评估的权重可为本领域常规的装料及后处理模式评估的权重，优选为0.016
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0.077，进一步优选为0.022
‑
0.066。
[0017]本专利技术中，所述核材料释热评估了核材料的衰变热水平。核材料释热较强时，设计和制造核爆装置的难度就会增大，特别是会增加排热装置的需求(如核爆装置的内排热管道)，该指标表征了核材料的内禀性能。所述的核材料释热评估可根据核素的释热量进行评分，释热量越大，评分越高。
[0018]所述核材料释热评估可按本领域常规的核材料释热评估的方法进行。
[0019]优选地，本专利技术的核材料释热评估计算所有核素的释热量，通过对核材料中重点释热核素U(铀)、Pu(钚)分别评分，并以其释热量比值(W％)来加权平均作为效用函数输入值，获取核材料释热评估值；
[0020]更优选地，本专利技术的所述核材料释热评估以核材料的释热量为输入值，对核材料中重点释热核素U或Pu分别评分，其效用函数如下：
[0021]核材料释热评估评分U或Pu释热量<3.8W/kg0.23.8W/kg≤U或Pu释热量<9W/kg0.48.9W/kg≤U或Pu释热量<59.7W/kg0.659.7W/kg≤U或Pu释热量<454.7W/kg0.8
U或Pu释热量＞454.7W/kg1.0
[0022]然后再分别以U和Pu的释热量比值(W％)来加权平均，获得最终评估值。一个核材料释热评估的计算过程的例子如下表：
[0023][0024]所述的核材料释热评估的权重可为本领域常规的核材料释热评估的权重，优选为0.016
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0.077，进一步优选为0.022
‑
0.066。
[0025]自发裂变率对核爆装置的设计、当量、可靠性有很大影响，该值越高，核爆装置提前引爆的概率越大，相应的核材料的吸引力就越低。自发裂变率评估可采用本领域常规的自发裂变率评估。
[0026]优选地，在本专利技术中，对于自发裂变率评估，累计所有核素的自发裂变率作为效用函数输入值，并与效用函数相对比，获取自发裂变率评估值。自发裂变率越大，评分越高。
[0027]更优选地，在本专利技术中，所述自发裂变率的评估，以核材料的自本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，所述方法将各评估项进行加权求和得到核安全测量值，所述评估项包括核材料吸引力水平评估、核材料释热评估、自发裂变率评估、
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U杂质量评估、易裂变材料浓度评估、辐射剂量评估、体积/质量评估、检测频率评估、检测不确定度评估、分离度评估、项目核算评估、监视度评估、物理屏障评估、装量评估以及装料及后处理模式评估，所述装料及后处理模式评估包括：A：所述装料及后处理模式为一次通过，所述装料及后处理模式评估的评分为满分；B：所述装料及后处理模式为批次后处理，所述装料及后处理模式评估的评分低于A的评分；C：后处理至少一步的分离物中包含多种核素，所述装料及后处理模式评估的评分低于B的评分；D：所述装料及后处理模式为在线连续后处理，则所述装料及后处理模式评估的评分低于C的评分，并且待处理的显著量未申报核材料的质量越大，所述评分越低。2.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，在B中，所述装料及后处理模式评估项的评分为满分的80％；在C中，所述装料及后处理模式评估项的评分为满分的60％；在D中，根据待处理的显著量未申报核材料总质量从小到大，所述评分依次分级为满分的50％、40％、30％、20％和0％。3.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，所述装料及后处理模式评估的评分按照下表：
4.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，在所述核材料释热评估中，按照下表对U或Pu分别评分：核材料释热评分U或Pu释热量<3.8W/kg0.23.8W/kg≤U或Pu释热量<9W/kg0.48.9W/kg≤U或Pu释热量<59.7W/kg0.659.7W/kg≤U或Pu释热量<454.7W/kg0.8U或Pu释热量＞454.7W/kg1.0然后以U和Pu的释热量比值W％来加权平均，获得核材料释热评估的评分。5.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，在所述自发裂变率评估中，累计所有核素的中子自发裂变率，按照下表进行计算：变率评估中，累计所有核素的中子自发裂变率，按照下表进行计算：6.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，在所述
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U杂质量评估中，采用下表进行计算：
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U杂质量评分
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U杂质量<1ppm01≤
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U杂质量<100ppm0.2100≤
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U杂质量<4000ppm0.44000≤
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U杂质量<7000ppm0.8
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U杂质量>7000ppm1.0。7.如权利要求1所述的反应堆系统防核扩散性能评估方法，其特征在于，所述核材料吸引力水平评估中，采用下表进行计算：引力水平评估中，采用下表进行计算：或者，在所述易裂变材料浓度评估中，以每吨核材料的显著量作为输入值，其效用函数如下：
其中，x5是处理过程中易裂变材料浓度；或者，在所述辐射剂量评估中，以无屏障材料的辐射值作为输入量，其效用函数如下：其中，x6为无屏障材料的辐射值；或者，在所述体积/质量评估中，以核材料的实际体积或质量为输入值，其效用函数为简单二进制式，若体积大于0.0566m3或质量大于90.72kg，则评分为1，否则评分为0；或者，在所述检测频率评估中，以设备内材料的检测频率为输入值，其效用函数如下：若提供持续不断的检测，则评分为1；若检测频率以小时计，则评分为0.95；若检测频率以天计，则评分为0.85；若检测频率以周计，则评分为0.75；若检测频率以月计，则评分为0.5；若检测频率以季度计，则评分为0.25；若检测频率以年计，则评分为0.1；若从不进行检测，则评分为0；或者，在所述检测不确定度评估中，统计系统测量不确定度，并乘以材料显著量，作为效用函数输入值，获取检测不确定度评估值；所述检测不确定度，其效用函数如下：检测不确定度乘以材料总量可以得到输入参数x9；或者，在所述分离度评估中，根据核材料的实际性质，获取分离度评估值；所述分离度评估了核材料的分离程度，其效用函数如下：固体金属的Pu或高浓缩U，评分为0；分离出的Pu或高浓缩U溶液，评分为0.2；Pu的混合物溶液或低浓缩U溶液，评分为0.5；不包含结构材料的固体燃料，评分为0.75；包含结构材料的固体材料，评分为1；或者，在所述项目核算评估中，统计核设施内采用项目核算步骤的比例作为效用函数输入值，获取项目核算评估值；所述项目核算，其效用函数如下：U11(x11)＝(x11)3其中，x11是于0
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1之间的数值，代表了采用项目核算的步骤的比例；或者，在所述监视度评估中，根据核设施内探测装备的排布情况计算出核材料不被探测的几率作为效用函数的输入值，获取监视度评估值，所述监视度评估了材料在不被探测到的情况下被转移的几率，材料的不被探测几率的效用函数见下式：其中，x12表征了1SQ的材料可在不被探测的情况下移动的几率；
或者，在所述物理屏障评估中，根据材料的特性评估其接触的难度，并与相应的效用函数相对比，获取物理屏障评估值；所述物理屏障评估了与材料接触的难度，其效用函数如下：材料无法通过物理方式获取，则评分为1；材料在完全密封、地下的结构中很难获取，则评分为0.9；材料在大型结构...

【专利技术属性】
技术研发人员：马玉雯，伍建辉，余呈刚，陈金根，邹杨，
申请(专利权)人：中国科学院上海应用物理研究所，
类型：发明
国别省市：