一种反应堆系统防核扩散性能评估方法

摘要

本发明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、233U中232U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。本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法能够对多种燃料循环的核能系统的防核扩散性能进行全面而精确的评估。

说明书

技术领域

本发明涉及核反应堆系统，特别涉及一种反应堆系统防核扩散性能评估方法。

背景技术

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。

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。

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。

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。

发明内容

本发明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。本发明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。

本发明是通过下述技术方案来解决上述技术问题：

本发明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、

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。

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％。

更优选地，所述装料及后处理模式评估如下表：

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0.016-0.077，进一步优选为0.022-0.066。

本发明中，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。

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。

优选地，本发明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；

更优选地，本发明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：

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：

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0.016-0.077，进一步优选为0.022-0.066。

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。

优选地，在本发明中，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。

更优选地，在本发明中，所述自发裂变率的评估，以核材料的自发裂变率为输入值，其对应的效用函数如下：

其中，所述的自发裂变率评估的权重可为本领域常规的自发裂变率评估的权重，优选为0.016-0.077，进一步优选为0.022-0.066。

本发明中，对

优选地，在本发明中，对于铀钚循环中进行评价时，此项评分为1。对于钍铀循环，采用核能系统中

更优选地，所述

本发明中，所述核材料吸引力水平评估了核材料的种类和数量，吸引力较低的材料则不易被盗窃或转移，该指标基本是线性的，可以为材料内在屏蔽性能提供一个基本的判断。核材料的风险越低，吸引力评分越高。

所述核材料吸引力水平评估可按本领域常规的核材料吸引力水平评估方法进行。优选地，在本发明中，按照核材料的种类和质量，获取核材料吸引力水平评估值；

高风险：对于核材料，高风险是指核辐射风险较高，例如含核材料的碳化或氧化物材料组件、溶液(核材料浓度≥25g/L)、硝酸盐燃料或富集度≥50％的UF

低风险：对于核材料，低风险是指核辐射风险较低，例如溶液(1≤核材料浓度＜25g/L)、需要后处理的核材料、经过辐照的材料、

核材料吸引力水平评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述核材料吸引力水平评估的权重为0.055-0.13，进一步优选为0.072-0.11。

本发明中，所述易裂变材料浓度评估了燃料循环过程中易裂变材料的浓度值，浓度越高，则需要转移或偷盗单位量的SNM(special nuclear material，即特殊核材料，包括Pu和HEU)、ANM(alternate nuclear materials，即其他具吸引力的核材料，例如

易裂变材料浓度评估可为本领域常规的易裂变材料浓度评估。

优选地，在本发明中，所述易裂变材料浓度的评估，以每吨核材料的显著量(SQ/吨)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(SQ/吨)，即核材料归一到单位质量下的显著量，当材料为纯Pu金属时，易裂变材料浓度达到最大，该最大易裂变材料浓度x5,max＝125SQs/吨。

易裂变材料浓度评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述易裂变材料浓度评估的权重为0.055-0.13，进一步优选为0.072-0.11。

在本发明中，辐射剂量评估了核材料的辐射剂量，当核材料的辐射剂量较高时，制造核爆装置就可能需要特殊设备，同时给操控带来难度。辐射剂量评估可为本领域常规的辐射剂量评估。

优选地，在本发明中，所述辐射剂量的评估以无屏障材料的辐射值(rem/h SQ

其中，x6为无屏障材料的辐射值(rem/h SQ

辐射剂量评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述辐射剂量评估的权重为0.038-0.115，进一步优选为0.051-0.098。

在本发明中，体积/质量评估了核材料的量，当其质量或体积过大时，就很难在不被检测到的情况下被偷盗或转移。体积/质量评估可为本领域常规的体积/质量评估。

优选地，在本发明中，所述体积/质量的评估，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0.0566m

体积/质量评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述体积/质量评估的权重为0.016-0.077，进一步优选为0.022-0.066。

在本发明中，检测频率越高，在不被探测到的情况下转移或偷盗一部分核材料的概率越小。检测频率评估可为本领域常规的检测频率评估。

优选地，在本发明中，所述检测频率的评估，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。

检测频率评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述检测频率评估的权重为0.038-0.115，进一步优选为0.051-0.098。

在本发明中，检测不确定度评估了核材料的测量精度，该属性主要取决于材料的种类。检测不确定度评估可为本领域常规的检测不确定度评估。

优选地，在本发明中，统计系统测量不确定度，并乘以材料显著量(SQ/年)，作为效用函数输入值，获取检测不确定度评估值；检测不确定度(％)乘以材料显著量可以得到输入参数x9(SQs/年)。所述检测不确定度的效用函数如下：

检测不确定度评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述检测不确定度评估的权重为0.055-0.13；进一步优选为0.072-0.11。

在本发明中，分离度评估了核材料的可分离程度，材料越易分离，越容易制造核武器，核扩散风险越大。分离度评估可为本领域常规的分离度评估。

优选地，在本发明中，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(HEU)，评分为0；分离出的Pu或高浓缩U(HEU)溶液，评分为0.2；Pu的混合物溶液或低浓缩U(LEU)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(包含核燃料、结构材料)，评分为1。结构材料包括燃料包壳、堆芯构件、反应堆容器、热交换器和主回路管道等所用的材料。

分离度评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述分离度评估的权重为0.016-0.077；进一步优选为0.022-0.066。

在本发明中，项目核算评估了采用项目核算的步骤的比例(与复杂物料平衡系统相比)。项目核算评估可为本领域常规的项目核算评估。

优选地，在本发明中，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)

其中，x11是于0-1之间的数值，代表了采用项目核算的步骤的比例(与复杂物料平衡系统相比)。

项目核算评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述项目核算评估的权重为0.016-0.077；进一步优选为0.022-0.066。

在本发明中，监视度评估了材料是否能在不被监测系统探测到的情况下被转移。监测系统可以包括：摄像机、自动条形码阅读器，全球定位系统设备、金属探测器、辐射便携式监视器以及其他辐射探测设备。监视度评估可为本领域常规的监视度评估。

优选地，在本发明中，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。监视度评估的效用函数见下式：

其中，x12(介于0-1)表征了1SQ的材料可在不被探测的情况下移动的几率。该值的设定需要对设备内的材料进行漏洞评估，但对于很多概念设计，没有足够的信息进行此类评估。所以建议这种情况下进行系统对比时，统一该数值，从而杜绝该项属性的影响。

监视度评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述监视度评估的权重为0.038-0.115，进一步优选为0.051-0.098。

在本发明中，物理屏障评估了与材料接触的难度，接触难度越低，防核扩散性能越差。物理屏障评估可为本领域常规的物理屏障评估。

优选地，在本发明中，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(如：PWR中的辐射材料)，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；材料在大型结构中，较难获取(如：废料池)，则评分为0.75；材料在密封的容器中，有可能被偷盗(桶装材料等)，则评分为0.5；材料很难被接近(如：废料掩埋处)，则评分为0.25；材料可以用手直接操控(只需要像手套箱这样的有限屏障)，则评分为0。

物理屏障评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述物理屏障评估的权重为0.055-0.13，进一步优选为0.072-0.11。

在本发明中，装量评估了核设施内的易裂变材料装量，这些材料的装量将会影响该设施的吸引力大小。装量评估可为本领域常规的装量评估。

优选地，在本发明中，以核设施内核材料的实际装量(SQ)作为效用函数的输入值，获取装量评估值；所述装量评估了核设施内易裂变材料的装量，其效用函数如下：

其中，x14是设备内总装量(单位为SQ)，x14,max则代表最大可能装量(按照文献中的假设，定为100SQ)，反应堆中实际装量可能大于该值。)

装量评估的权重可为本领域常规的权重，在本发明中，优选地，所述评估项包括装量评估。进一步优选地，所述装量评估的权重为0.016-0.077，进一步优选为0.022-0.066。

核反应堆系统的防核扩散评估分为i个过程(i＝1,2,…，I，即i为大于等于1的整数)，如：燃料制备过程、启堆过程、堆运行过程、停堆卸料过程等，按照以上15个评估项的效用函数及权重进行防核扩散性能定量化评估，从而整个系统的核安全测量值(NS值)可表示为：

其中：m

其中：j为评估项(共计15项)，w

优选地，所述评估项包括权重为0.091的核材料吸引力水平评估、权重为0.045的核材料释热评估、权重为0.055的自发裂变率评估、权重为0.091的

在符合本领域常识的基础上，上述各优选条件，可任意组合，即得本发明各较佳实例。

本发明的积极进步效果在于：

1、本发明提出了一种科学的防核扩散性能评估方法，能够对多种燃料循环的核能系统的防核扩散性能进行评估，为不同核能系统的核扩散风险进行分级。通过改进的装料及后处理模式评估，能够扩大反应堆系统防核扩散性能评估的适用范围，使得装料及后处理模式评估项与其他评估项协调配合，有利于整个反应堆系统防核扩散性能评估的量化计算，提高了计算的精确度，为核能系统的设计初期提供了优化方向。

2、本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法更加全面地评价了后处理流程，对于铀钚燃料循环的固态堆系统以及钍铀循环液态堆系统的后处理流程均能从不同的方面做出合理评估。

3、本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法兼顾不同的材料特性，得到更全面、合理的评估结果，更具普适性。

4、在核能系统设计初期，采用本发明的评估方法可获得核能系统核扩散风险值，为设计优化提供依据。

5、本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法将核能系统涉及到的过程分为多项评估项，并赋予每一项评估项对应的效用函数，通过计算某特定核能系统的核安全测量值NS(Nuclear Security measurement)，来定量化评估核能系统的核扩散风险。其细则评估项共有15项，其中10项评价了内在防核扩散属性，与材料品质、数量、装料及后处理模式相关，还有5项则用于评估核能系统的外在措施带来的核扩散风险。本发明的防核扩散评估方法的评估项具体包括：核材料吸引力水平、核材料释热、自发裂变率、

附图说明

此处附图用来提供对本发明实施例的进一步说明，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1是本发明的实施例1-4的各个评估项的评估结果，即在压水堆PWR(一次通过的铀钚燃料循环)和三个阶段的小型模块化熔盐堆Thrucas(涉及到多种装料及后处理模式的钍铀燃料循环)的评估结果；

图2是本发明与现有技术中的MAUA方法分别实施在PWR和Thrucas上的计算结果对比。其中Im-MAUA(Improved Multi Attribute Utility Analysis method)表示本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法。坐标轴横轴的Pri代表各评估项的评分乘以其权重得到的结果，也称为各评估项的静态防核扩散值。

具体实施方式

下面通过实施例的方式进一步说明本发明，但并不因此将本发明限制在所述的实施例范围之中。

术语解释：

装料及后处理：反应堆初装及卸堆后燃料的处理。

一次通过：一次通过式核燃料循环，其中反应堆乏燃料组件不进行回收铀、钚再利用的后处理而直接储存起来的核燃料使用方式。

批次后处理：对乏燃料进行批次的处理，卸堆后燃料运至后处理工厂，提取其中铀、钚等核燃料，再将其返回堆型，从而实现核燃料的重复利用，提高了核燃料的利用率。

连续后处理：反应堆无需停堆就能从堆芯内提取出燃料，在线对其中的裂变产物等核素进行处理，并快速返回堆芯，该方案可以达到更高的燃料利用率。

Significant Quality，SQ：制造核爆炸装置的可能需要的核材料近似量。

Material Unaccounted For，MUF：单位显著量未申报核材料：1SQ的核材料中，Pu、

核材料：Nuclear Fuel，指的是可以装载在反应堆中，通过核裂变或核聚变产生核能的材料。如U、Pu、Th。

核素：具有一定数目质子和一定数目中子的一种原子。如：

释热量(W)：核素的释热量绝对值。

释热量(W/kg)：归一到单位质量核素的释热量。

释热量比值：不同核素的总释热量的比值，例如U:Pu(W％)。

在本发明中，对压水堆PWR和三个阶段的小型模块化熔盐堆Thrucas的防核扩散性能进行评价，小型模块化熔盐堆Thrucas以LEU(低浓缩铀)和Th启堆，其钍利用方案初步分为三阶段：1)通过在线吹气和乏燃料暂存来实现钍初步利用；2)通过乏燃料批处理实现钍铀循环过渡；3)通过在线处理(在线去除裂变产物，铀、钍和载体盐仍然采取批次回收)实现高效钍利用。

实施例1-4和对比例1-4均采用停堆卸料后的核材料进行评价，因此在公式(1)和公式(2)中，i为停堆卸料过程，输入参数为停堆卸料时刻的堆芯参数。对于停堆卸料时的NS，在实施例1-4和对比例1-4中可以简化为

需要特别说明的是，本发明的评估方法不仅仅能够评价停堆卸料后的核材料，而是可以评价燃料循环的全流程，从启堆到运行直至卸堆，卸料地质掩埋，都可以计算出相应的核扩散风险评分值。

实施例1

实施例1采用本发明的评估方法对压水堆PWR进行评估，评估过程见表1：

表1本发明的评估方法对压水堆PWR的评估计算

实施例2

实施例2采用本发明的评估方法对Thrucas-I进行评估，评估过程见表2：

表2本发明的评估方法对Thrucas-I的评估计算

实施例3

实施例3采用本发明的评估方法对Thrucas-II进行评估，评估过程见表3：

表3本发明的评估方法对Thrucas-II的评估计算

实施例4

实施例3采用本发明的评估方法对Thrucas-III进行评估，评估过程见表4：

表4本发明的评估方法对Thrucas-III的评估计算

对比例1

对比例1采用MAUA的评估方法对压水堆PWR进行评估，评估过程见表5：

表5 MAUA的评估方法对压水堆PWR的评估计算

对比例2

对比例2采用MAUA的评估方法对Thrucas-I进行评估，评估过程见表6：

表6 MAUA的评估方法对Thrucas-I的评估计算

对比例3

对比例3采用MAUA的评估方法对Thrucas-II进行评估，评估过程见表7：

表7 MAUA的评估方法对Thrucas-II的评估计算

对比例4

对比例4采用MAUA的评估方法对Thrucas-III进行评估，评估过程见表8：

表8 MAUA的评估方法对Thrucas-III的评估计算

本发明各个评估项的评估结果如图1所示，其中列出了PWR、Thrucas-I、Thrucas-II及Thrucas-III的各个评估项的对比结果。

采用本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法算的核安全测量值与现有技术中的MAUA方法的核安全测量值的对比见表9：

表9实施例1-4和对比例1-4的核安全测量值对比

本发明对各个反应堆给出的核安全测量值更加准确，具体分析见下。图2给出了两种方法在实施例1-4和对比例1-4的后处理评估、核材料释热的评估、自发裂变率评估和

1)装料及后处理模式评估

MAUA仅给出了简单的二进制式函数，凡是存在在线加料的燃料循环，该项评分均为0，如图2所示，Thrucas的三种堆型该项评分均为0。但是，不同后处理方案也会带来不同的核扩散风险，在本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法中则细化了后处理方案的评价流程：PWR为一次通过式评分为1，Thrucas三个阶段堆型都涉及

对比看本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法对释热的评估，对不同后处理方案进行分级评分，使最终评估结果更符合反应堆系统防核扩散性能的自然规律，评估结果更加准确。

2)核材料释热评估

对于Thrucas系列反应堆系统，采用MAUA方法，则Thrucas-III的核安全测量值最高，这是由于该堆初装料为

对比看本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法对释热的评估，则全盘考虑了U、Pu中所有产生释热的核素，评估结果更为准确。

3)自发裂变率评估

MAUA采用了偶数Pu(

而在本发明的防核扩散评估方法中综合考虑所有核素的自发裂变，评估结果更为准确，提高了评估方法的准确度和普适性。

4)

对于钍铀燃料循环，存在一个特有的防核扩散屏障，即

虽然以上描述了本发明的具体实施方式，但是本领域的技术人员应当理解，这仅是举例说明，本发明的保护范围是由所附权利要求书限定的。本领域的技术人员在不背离本发明的原理和实质的前提下，可以对这些实施方式做出多种变更或修改，但这些变更和修改均落入本发明的保护范围。