乏燃料组件的核材料衡算方法、系统及可读存储介质与流程

1.本发明涉及核电领域，尤其涉及一种乏燃料组件的核材料衡算方法、系统及可读存储介质。


背景技术：

2.低富集度金属铀燃料组件作为大型压水堆核电厂的燃料，其在核电厂堆芯辐照时发生复杂的核裂变反应，易裂变核素铀(u)-235消耗，大量的可裂变核素铀-238转化为易裂变核素钚(pu)-239后再消耗。燃料组件在经反应堆燃耗后成为乏燃料组件，其内的金属铀、金属钚及其同位素成分极为复杂。
3.核电厂作为核设施，需对核素铀-235、含核素铀-235的材料和制品、核素钚-239、含核素钚-239的材料和制品等物项进行核材料管制，应建立核材料衡算测量系统及核材料衡算账目系统。核材料衡算是指为确定规定的区域内现存的核材料的量，测量并计算乏燃料组件内核材料(核素铀-235、核素钚-239及其他同位素)的质量。
4.目前，现有的核材料衡算方法是：在获得乏燃料组件的燃耗值bu
组件
之后，根据燃料组件初始标称富集度、组件钆棒数，在《核消耗及核产生表格》中，查询同一富集度、钆棒数，燃耗值分别为bui、bu
i 1
(bu
组件
在[bui，bu
i 1
]之间)时的铀或钚的同位素元素x质量mxi、mx
i 1
。再利用插值计算获得卸料时乏燃料组件的燃耗值为bu
组件
的u或pu的同位素元素x质量在mx。根据如上方法分别计算铀-234、铀-235、铀-236、铀-238、钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242，叠加铀同位素量为金属铀总量，叠加钚同位素量为金属钚总量。但是，这种利用表格查找并插值计算的方法，在实际使用时存在如下问题：
[0005]
1.现有方法只能计算刚停堆时刻的核材料质量，但不能计算停堆时刻至冷却后8年外运处理时之间时间点的核材料质量；
[0006]
2.长时间的冷却会影响组件内核材料量及浓度，一般燃料组件卸料后在乏燃料池冷却8年后才外运，金属铀、钚同位素尤其是短寿命核素会随时间衰变。对于短寿命核材料的消耗，需要人为进行衰变公式计算，耗费人力并存在人因失误风险。


技术实现要素：

[0007]
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术存在的上述缺陷，提供一种乏燃料组件的核材料衡算方法、系统及可读存储介质。
[0008]
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种乏燃料组件的核材料衡算方法，包括：
[0009]
步骤s10.获取燃料组件的初始标称富集度、乏燃料组件的类型、乏燃料组件的燃耗值、辐照时长、衰变时长；
[0010]
步骤s20.将所述初始标称富集度、所述类型、所述燃耗值、所述辐照时长、所述衰变时长输入至预先建立的燃料组件衰变热模型，并获取所述燃料组件衰变热模型所输出的核材料质量表，所述核材料质量表包括单位质量的金属铀核反应产生的各个核素的质量；
[0011]
步骤s30.接收用户输入的特定核素，并从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，其中，所述特定核素包括：铀-234、铀-235、铀-236、铀-238、钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242；
[0012]
步骤s40.获取所述燃料组件的金属铀的初始质量，并根据所述金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。
[0013]
优选地，在所述步骤s10中，根据以下方式获取乏燃料组件的燃耗值、辐照时长：
[0014]
获取燃料组件在堆芯运行时的功率监测信息；
[0015]
根据所述功率监测信息获取乏燃料组件的燃耗值、辐照时长。
[0016]
优选地，所述燃料组件衰变热模型包括各个核素的浓度计算模型，且所述浓度计算模型包括相叠加的以下项：相应核素的裂变生成项；相应核素的中子捕获生成项；相应核素的放射性衰变生成项；相应核素的裂变消失项；相应核素的中子捕获消失项；相应核素的放射性衰变项。
[0017]
优选地，在所述步骤s40之后，还包括：
[0018]
步骤s50.根据所述步骤s40的计算结果生成所述乏燃料组件的核材料衡算报告，并进行输出。
[0019]
优选地，在所述步骤s30中，从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，包括：
[0020]
利用vba，从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量；和/或，
[0021]
在所述步骤s40中，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量，包括：
[0022]
利用vba，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。
[0023]
优选地，在所述步骤s40中，根据所述燃料组件的金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量，包括：
[0024]
计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与查询到的单位质量的金属铀核反应产生的铀-235的质量的乘积，以获取所述乏燃料组件中铀-235的质量；
[0025]
计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与查询到的单位质量的金属铀核反应产生的钚-239的质量的乘积，以获取所述乏燃料组件中钚-239的质量；
[0026]
计算查询到的单位质量的金属铀核反应产生的铀-234、铀-235、铀-236、铀-238的质量和，并计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与所述铀-234、铀-235、铀-236、铀-238的质量和的乘积，以获取所述乏燃料组件中铀的质量；
[0027]
计算查询到的单位质量的金属铀核反应产生的钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242的质量和，并计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与所述钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242的质量和的乘积，以获取所述乏燃料组件中钚的质量。
[0028]
本发明还构造一种可读存储介质，存储有计算机程序，所述计算机程序在被处理器执行时实现以上所述乏燃料组件的核材料衡算方法的步骤。
[0029]
本发明还构造一种乏燃料组件的核材料衡算系统，包括处理器及存储有计算机程序的存储器，所述处理器在执行所述计算机程序时实现以上所述乏燃料组件的核材料衡算方法的步骤。
[0030]
本发明还构造一种乏燃料组件的核材料衡算系统，包括：
[0031]
获取模块，用于获取燃料组件的初始标称富集度、乏燃料组件的类型、乏燃料组件的燃耗值、辐照时长、衰变时长；
[0032]
模型计算模块，用于将所述初始标称富集度、所述类型、所述燃耗值、所述辐照时长、所述衰变时长输入至预先建立的燃料组件衰变热模型，并获取所述燃料组件衰变热模型所输出的核材料质量表，所述核材料质量表包括单位质量的金属铀核反应产生的各个核素的质量；
[0033]
查询模块，用于接收用户输入的特定核素，并从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，其中，所述特定核素包括：铀-234、铀-235、铀-236、铀-238、钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242；
[0034]
质量计算模块，用于获取所述燃料组件的金属铀的初始质量，并根据所述燃料组件的金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。
[0035]
优选地，所述燃料组件衰变热模型包括各个核素的浓度计算模型，且所述浓度计算模型包括相叠加的以下项：相应核素的裂变生成项；相应核素的中子捕获生成项；相应核素的放射性衰变生成项；相应核素的裂变消失项；相应核素的中子捕获消失项；相应核素的放射性衰变项
[0036]
本发明所提供的技术方案，具有以下有益效果：
[0037]
1.利用燃料组件衰变热模型对特定燃料组件在堆芯的辐照过程及停堆后的衰变过程进行模拟，再结合燃料组件的金属铀的初始质量，便可计算得到所需时间点(衰变时长)乏燃料组件的核材料量；
[0038]
2.对于短寿命核材料的消耗，无需要人为进行衰变公式计算，因此，节省了人力，也降低了人因失误风险。
附图说明
[0039]
为了更清楚地说明本发明实施例，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。附图中：
[0040]
图1是本发明乏燃料组件的核材料衡算方法实施例一的流程图；
[0041]
图2a是分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的铀-235质量的相对偏差分布图；
[0042]
图2b是分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的金属铀质量的相对偏差分布图；
[0043]
图2c是分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的钚-239质量的相对偏差分布图；
[0044]
图2d是分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的金属钚质量的相对偏差分布图；
[0045]
图3是本发明乏燃料组件的核材料衡算系统实施例一的逻辑结构图。
具体实施方式
[0046]
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
[0047]
图1是本发明乏燃料组件的核材料衡算方法实施例一的流程图，该实施例的核材料衡算方法包括以下步骤：
[0048]
步骤s10.获取燃料组件的初始标称富集度、乏燃料组件的类型、乏燃料组件的燃耗值、辐照时长、衰变时长；
[0049]
在该步骤中，需说明的是，燃料组件在经反应堆燃耗后成为乏燃料组件，而且，对于某确定的燃料组件，其初始标称富集度由燃料组件制造参数确定，乏燃料组件的类型也是确定的，乏燃料组件的燃耗值以及辐照时长(运行等效满功率天数)分别与堆芯运行的功率有关，而衰变时长与用户需求有关，由用户设置，其可为从刚停堆时刻至乏燃料组件外运处理时之间的冷却时段(一般是8年)中的任意时间，例如，包括：0年(刚停堆时刻)、1年、2年、3年、4年、5年、6年、7年、8年等。
[0050]
步骤s20.将所述初始标称富集度、所述类型、所述燃耗值、所述辐照时长、所述衰变时长输入至预先建立的燃料组件衰变热模型，并获取所述燃料组件衰变热模型所输出的核材料质量表，所述核材料质量表包括单位质量的金属铀核反应产生的各个核素的质量；
[0051]
在该步骤中，燃料组件衰变热模型是预先建立的，其以核数据库为基础，通过调用特定的组件库、中子和伽马能量群谱，通过划分特定的燃耗步长，模拟燃料组件在堆芯的辐照过程和停堆后的衰变过程，并由贝特曼微分方程式确定出燃料组件放射性核素随时间而变化的浓度。
[0052]
具体地，该燃料组件衰变热模型包括各个核素的浓度计算模型，该浓度计算模型包括相叠加的以下项：相应核素的裂变生成项；相应核素的中子捕获生成项；相应核素的放射性衰变生成项；相应核素的裂变消失项；相应核素的中子捕获消失项；相应核素的放射性衰变项。例如，对于某特定核素i，其对应的浓度计算模型包括以下六个部分：1.裂变生成项，即，由核素nj(j为生成i的同位素)的裂变率确定ni的生成率；2.中子捕获生成项，即，由中子俘获{(n,γ),(n,α),(n,p),(n,2n),(n,3n)}确定ni的生成率；3.放射性衰变生成项，即，由nk(k为放射性衰变生成i的同位素)的放射性衰变确定ni的生成率；4.裂变消失项，即，由裂变确定ni的消失率；5.中子捕获消失项，即，由中子俘获{(n,γ),(n,α),(n,p),(n,2n),(n,3n)}确定ni的消失率；6.放射性衰变项，即，ni的放射性衰变率。
[0053]
步骤s30.接收用户输入的特定核素，并从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，其中，所述特定核素包括：铀-234、铀-235、铀-236、铀-238、钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242；
[0054]
在该步骤中，需说明的是，由于核材料质量表中包含单位质量的金属铀核反应产
生的所有核素(约几百种)的质量，而进行核材料衡算时，仅需要对其中的部分核材料进行质量计算，所以，需要从核材料质量表中筛选出特定核素的质量。
[0055]
步骤s40.获取所述燃料组件的金属铀的初始质量，并根据所述燃料组件的金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。
[0056]
通过该实施例的技术方案，可以计算从刚停堆时刻至乏燃料组件外运处理时的任意时间点的核材料的质量，而且，相比现有的计算方法，可减少人因失误。
[0057]
进一步地，在步骤s10中，根据以下方式获取乏燃料组件的燃耗值、辐照时长：
[0058]
获取燃料组件在堆芯运行时的功率监测信息，其中，功率监测信息包括堆芯内、外核功率；
[0059]
根据所述功率监测信息获取乏燃料组件的燃耗值、辐照时长。
[0060]
进一步地，在步骤s30中，可利用vba从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量。在步骤s40中，可利用vba计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。通过vba进行查询及计算，方案简单，且减少人力及数据处理的误差。
[0061]
进一步地，在步骤s40中，根据所述燃料组件的金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量，包括：
[0062]
步骤s41.计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与查询到的单位质量的金属铀核反应产生的铀-235的质量的乘积，以获取所述乏燃料组件中铀-235的质量；
[0063]
步骤s42.计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与查询到的单位质量的金属铀核反应产生的钚-239的质量的乘积，以获取所述乏燃料组件中钚-239的质量；
[0064]
步骤s43.计算查询到的单位质量的金属铀核反应产生的铀-234、铀-235、铀-236、铀-238的质量和，并计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与所述铀-234、铀-235、铀-236、铀-238的质量和的乘积，以获取所述乏燃料组件中铀的质量；
[0065]
步骤s44.计算查询到的单位质量的金属铀核反应产生的钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242的质量和，并计算所述燃料组件的金属铀的初始质量与所述钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242的质量和的乘积，以获取所述乏燃料组件中钚的质量。
[0066]
当然，在其它实施例中，也可先通过计算获得每一组乏燃料组件中的m
x组件
(u-234、u-235、u-236、u-238)的质量，再叠加u-234、u-235、u-236、u-238等铀同位素量为金属铀总量，同样地，通过计算可获得每一组乏燃料组件中的m
x组件
(pu-238、pu-239、pu-240、pu-241、pu-242)的质量，再叠加pu-238、pu-239、pu-240、pu-241、pu-242等钚同位素量为金属钚总量。
[0067]
进一步地，在步骤s40之后，还包括：
[0068]
步骤s50.根据所述步骤s40的计算结果生成所述乏燃料组件的核材料衡算报告，并进行输出，其中，核材料衡算报告的格式如下表所示：
[0069][0070]
下面将对使用本发明方法及使用现有方法所得到的衡算结果进行对比，对比结果如下：
[0071]
1.关于铀-235的质量
[0072]
乏燃料组件中主要的受管制核材料铀(u)-235为长寿命核素，在贮存于乏燃料池期间质量几乎不随时间变化。通过选取不同类型不同组件功率史的乏燃料组件，分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的铀-235质量，并对两种计算方法的结果进行比较，两者的相对偏差近似正态分布，平均偏差在4％左右，如图2a所示。
[0073]
2.关于金属铀的质量
[0074]
乏燃料组件主要含有u-234、u-235、u-236、u-238等长半衰期金属铀核素，在贮存于乏燃料池期间(一般在乏燃料池贮存8年后再外运)，核素质量几乎不变。通过选取不同类型不同组件功率史的乏燃料组件，分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的金属铀质量，并对两种计算方法的结果进行比较，两者的相对偏差不大，大部分相对偏差集中在0附近，小部分相对偏差1％～2％左右，详见图2b。
[0075]
3.关于钚-239的质量
[0076]
乏燃料组件中主要的受管制核材料钚(pu)-239为长寿命核素，在贮存于乏燃料池期间质量几乎不随时间变化。通过选取不同类型不同组件功率史的乏燃料组件，分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的钚-239质量，并对两种计算方法的结果进行比较，两者的相对偏差近似正态分布，平均偏差在1％附近，相对偏差见图2c。
[0077]
4.关于金属钚的质量
[0078]
乏燃料组件主要含有钚-238、pu-239、pu-240、pu-241、pu-242等金属钚核素，其中，pu-241为短寿命核素，半衰期为14.35年，在贮存于乏燃料池期间钚-241质量减少。通过选取不同类型不同组件功率史的乏燃料组件，分别利用本发明方法与现有方法计算乏燃料组件的金属钚的质量，在此需说明的是，当利用现有方法查询出刚卸料时乏燃料组件中钚-241的质量之后，还需按照衰变公式计算得到钚-241的质量：
[0079][0080]
最后，对两种计算方法的结果进行比较，根据比较结果，随时间变化略有差别。以在乏燃料池冷却八年后为例，两者的相对偏差近似正态分布，平均偏差在0.3％左右，相对偏差见图2d。
[0081]
综上对比分析可得，本发明方法与现有方法相比，计算得到的乏燃料组件的金属铀、金属钚、铀-235、钚-239的质量的偏差较小；金属铀质量相对偏差大部分在0％附近，小部分在1％～2％左右；金属钚、铀-235、钚-239质量相对偏差较小，在0附近呈正态分布。因此，可代替现有方法进行核材料衡算，而且，不需要人为通过衰变公式计算，减少了人力成本，降低了人因失误风险。
[0082]
本发明还构造一种可读存储介质，该可读存储介质存储有计算机程序，且该计算机程序在被处理器执行时实现以上所述乏燃料组件的核材料衡算方法的步骤。
[0083]
本发明还构造一种乏燃料组件的核材料衡算系统，该核材料衡算系统包括处理器及存储有计算机程序的存储器，所述处理器在执行所述计算机程序时实现以上所述乏燃料组件的核材料衡算方法的步骤。
[0084]
图3是本发明乏燃料组件的核材料衡算系统实施例一的逻辑结构图，该实施例的核材料衡算系统包括：获取模块10、模型计算模块20、查询模块30、质量计算模块40。其中，获取模块10用于获取燃料组件的初始标称富集度、乏燃料组件的类型、乏燃料组件的燃耗值、辐照时长、衰变时长。模型计算模块20用于将所述初始标称富集度、所述类型、所述燃耗值、所述辐照时长、所述衰变时长输入至预先建立的燃料组件衰变热模型，并获取所述燃料组件衰变热模型所输出的核材料质量表，所述核材料质量表包括单位质量的金属铀核反应产生的各个核素的质量。查询模块30用于接收用户输入的特定核素，并从所述核材料质量表中查询单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，其中，所述特定核素包括：铀-234、铀-235、铀-236、铀-238、钚-238、钚-239、钚-240、钚-241、钚-242。质量计算模块40用于获取所述燃料组件的金属铀的初始质量，并根据所述燃料组件的金属铀的初始质量及所述单位质量的金属铀核反应产生的所述特定核素的质量，计算所述乏燃料组件中铀-235的质量、钚-239的质量、铀的质量、钚的质量。
[0085]
进一步地，燃料组件衰变热模型包括各个核素的浓度计算模型，且所述浓度计算模型包括相叠加的以下项：相应核素的裂变生成项；相应核素的中子捕获生成项；相应核素的放射性衰变生成项；相应核素的裂变消失项；相应核素的中子捕获消失项；相应核素的放射性衰变项。
[0086]
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何纂改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的权利要求范围之内。