论区块链技术在新核材料衡算系统中的应用价值

按照国家对核材料传递过程中的严格控制,相关单位必须及时掌握在规定区域内具有的核材料数量以及在规定时间周期内这些数量所发生的变化。采用区块链技术开发了一套新型核材料衡算系统,通过分别在各单位内部各部门间建立区块子链和在全产业链建立区块主链的方式,当核材料在单位之间传递时,可以溯源供应链及各个阶段的使用记录,因为采用非对称加密技术进行加密,安全性要高于目前核材料衡算体系,使用分布式记账使得多方配合时更加安全透明,不再需要中心化数据库,做到可以精确、保密、去中心化衡算核材料物流的各个环节。

件料核材料衡算MUF评估软件设计

以核材料衡算技术为基础,编制了件料核材料衡算MUF评估软件。该软件由数据输入模块、数据处理模块、数据查询模块、数据打印模块、系统设置模块等组成,能进行MUF值评估,根据MUF值和MUF测量方差进行t检验和置信区间估计,并能进行结果查询、打印、生成报表,同时多用户管理功能增强了信息的安全性。

乏燃料后处理厂核材料衡算仿真

为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差(MUF)的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上,是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3%和1%,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源。

用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置

本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置,并基于该装置开展了性能测试.结果表明,装置运行状态稳定,各项指标均在可接受范围内.同时开展了对252Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究.结果表明,该测量装置的探测效率好于15%,测量相对标准偏差为8.6%,表明在条件允许时,通过长时间信号采集,该中子多重性测量装置有能力替代基于3He管的中子多重性测量装置,通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务.

散料核设施核材料衡算与MUF评价

针对散料核设施，提供了一个核材料衡算和ＭＵＦ评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位，以一个闭合的核材料平衡期为限，按核材料平衡方程式（ＭＵＦ方程式）来计算。衡算的结果（即计算的ＭＵＦ值），采用概率－统计技术来进行ＭＵＦ评价，其结果可作为推断核材料是否发生了转移和大量流失的依据，并作为衡量散料核设施核材料衡算与管理性能的标志。

核材料衡算的不平衡差评价

核材料衡算过程中对不平衡差(MUF)的评估是国内核材料管制的主要技术措施之一。MUF评估是探知核材料被盗、丢失和非法转用的重要依据。该文叙述了国内核材料管制对核设施核材料测量误差和闭合衡算的不平衡差相对标准偏差限值的要求、IAEA的核保障探测目标和MUF评价要求、IAEA的保障采用的措施与国内的管制规定的要求方面存在的区别、核材料平衡结算与MUF误差方差计算的概念与方法。作者也在总结当前国内散料核设施核材料管制实践的基础上,提出了对核材料衡算MUF评价存在问题的分析与看法。

XX核燃料研制项目核材料衡算与评价的难点分析

文章通过统计XX项目完成后的核材料数据情况,计算核燃料研制过程中的核材料不明损失(即MUF),使用MUF评价方法计算MUF的标准偏差σ_(MUF)及相对标准偏差δ_(MUF)。MUF评价结果显示MUF <2σ_(MUF)满足评价标准要求,说明核材料的不明损失量的置信度达到了95%以上,在国家法律法规允许的范围内;但δ_(MUF)> 0.3%不满足评价标准要求。文章对此造成的原因进行深入分析研究,并提出应采取建立健全系统滞留量测量方法以及选取适宜的测量方法,分析方法和取样方法来完善和提高核材料衡算工作。

乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。

乏燃料后处理设施核材料近实时衡算系统概念与设计

为指导后处理设施设计阶段统一部署核材料衡算、在设施运行阶段实施近实时衡算、及时反馈工艺的运行状态和趋势并探知异常情况,保障核设施核材料安全,本文在开展乏燃料后处理设施核材料衡算评价及关键技术研究的基础上,深入调研分析了核材料近实时衡算技术现状,梳理了Purex流程中核材料平衡区内过程监控的重要设备和先进仪器,以及一体化数据信息系统结构及其运行维护需求,提出我国开展乏燃料后处理近实时衡算技术研究的必要性和技术配置建议:结合传统的平衡区划分及关键测量点设置方式,以核材料重要量为目标,增补适宜的在线监控点和战略观察点,采用模型开发验证、分析方法优化评估、信息系统整合技术,在后处理设施全寿命周期内统筹管理控制Purex工艺中设备、管道、阀门、储槽中的核材料,达到近实时衡算目标。

压水堆元件厂核材料衡算与评价的难点分析

依据《低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算》导则要求,以我国某压水堆元件厂的核材料衡算与评价数据为基础,对核材料衡算与评价过程中设备管道滞留量测量和不明核材料量评价涉及的随机误差方差、长期系统误差方差和短期系统误差方差对总误差方差的贡献程度等难点进行深入分析研究,并提出可行的建议和措施,为进一步完善和提高压水堆元件厂的核材料衡算与评价工作提供借鉴。

基于 Windows 环境的动力堆核材料数据库计算机管理系统

报道了在Ｗｉｎｄｏｗｓ环境下建立的动力堆核材料数据库计算机管理系统。介绍了系统组成、特点及主要功能，主要描述了物理分析、软件数据流、用户处理基本流程等的系统设计方法。较之以往的工作，本系统增加了关键测量点及组件方位图布局的交互设置，增强了在多种动力堆运行参数情形下的适用能力；增加了数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能；能自动衡算产生有关报表和管理文件，支持多种打印设备，有报表打印预览显示；具有数据加密、解密及数据备份恢复功能。

聚变堆氚材料衡算测量系统研究初探

氘(D)-氚(T)聚变是目前聚变研究的主要对象,也是未来最可能首先实现工程应用的聚变反应。氘氚聚变反应堆在消耗大量氚的同时,需要依靠锂-6增殖足够的氚来实现氚燃料自持。在国内,氚和浓缩锂-6都属于核材料,按照国家核材料管制条例要求,使用和生产核材料须建立核材料衡算系统。为此,本文针对液态包层聚变堆方案,简要归纳了聚变堆系统氚的物料流动和平衡特点,提出了聚变堆氚材料衡算系统的初步方案,包括平衡区划分、关键测量点设置、衡算测量方法和分析技术难题等。

核燃料后处理设施近实时衡算技术研究

我国采取闭式核燃料循环发展路线,在核燃料后处理产能方面制定了“三步走”计划:一是建成每年60t规模后处理中试厂,二是完成每年200t规模后处理示范工厂的建设,三是实现每年800t的工业规模后处理能力。后处理的能力完全依赖于核燃料后处理设施,《中华人民共和国核材料管制条例》(以下简称《条例》)及《核材料管制条例实施细则》(以下简称《实施细则》)中规定了我国实行核材料许可证制度,许可证持有单位应制定核材料衡算管理制度并负责实施,核材料衡算采用闭合平衡的方法,实物盘存中每一项的物料量必须是测量值,所用测量系统的误差必须是已知的。

俄罗斯库尔恰托夫研究所核材料控制新系统

[美国《核燃料》1994年5月9日刊第15页报道] 出于对源于苏联的核材料非法交易的关注和西方国家为帮助前苏联的新的共和国处理该事项而提供的援助,促进了俄罗斯库尔恰托夫研究所(KI)在与美国技术研究所(ATI)进行一项合作项目中。

核安保

核安保(nuclear security):侧重于预防、侦查和响应涉及或直接针对核材料、其他放射性物质、相关设施或相关活动的犯罪行为或故意的未经授权行为的措施。国际上核安保的概念和范围日趋完善和扩大,针对的目标包括:核材料、核设施及关键设备、放射源及射线装置、放射性废物、脱离监管的核材料和其他放射性物质。涉及的活动有:对上述目标的使用、生产、储存、处置、运输、进出口、邮政、非法贩卖,以及核反恐和大型公共活动核安保事件的防范。核安保一般采取的措施包括:当事国法律法规体系制定,主管部门和许可证持有者职责,国际运输中的责任,设计基准威胁的制定、使用和维护,实物保护,核材料衡算与控制,信息安全,核安保事件和核反恐的应急响应,核安保文化,人员培训与教育,质量保证。

裂变材料中子-伽马脉冲形状甄别几何条件影响的模拟分析

快中子多重性分析技术是当前核材料衡算领域的热门研究方向。针对中子伽马脉冲形状甄别的效果在探测距离很近时明显变差的实验现象展开了研究。使用GEANT4工具箱模拟了液体闪烁体探测器测量裂变中子伽马的粒子输运过程,并基于计算机模拟数据分析了使用BC-501A液体闪烁体探测器测量裂变中子时,裂变物质与探测器的距离(几何效率)对中子-伽马甄别效果的影响。分析的结果与实验现象相符,表明在基于液体闪烁体探测器的核材料属性测量中,若单个探头的探测效率较高,裂变中子伽马脉冲叠加会严重影响甄别结果和测量计数。

俄罗斯每年将从核武器卸出15-20吨高浓铀

【美国《核燃料》1992年6月8日报道】俄罗斯联邦按目前的速度每年可从核武器卸出15-20吨高浓铀。在俄罗斯联邦能源部的Yuri Duaocnkin领导下,位于乌拉尔的两个核武器拆除场正在运行。俄罗斯要拆除的核弹头总数约15000枚,乌拉尔两个拆除厂每年能拆除1500-2000枚核弹头。

核电安全牵动公众“神经”

＂中国政府一贯高度重视核安保工作,对核及放射性材料一直实施严格的管控。60多年来,中国保持了良好的核安保记录,实现了重要核材料‘一克不少、一件不丢’。＂近日,国防科工局副局长、国家原子能机构副主任王毅韧介绍,＂十二五＂期间,我国核安保工作成绩斐然。以核安保法规体系的完善为例,起草了《核安保条例》草案并已上报国务院审议;同时,发布了《核材料衡算与控制视察导则》《核材料和核设施实物保护》《核材料管制视察管理办法》《核材料管制报告管理办法》等一批核安保导则和技术规范,

氧化还原电位滴定法测量铀含量的不确定度评定

精密测量含铀核材料中的铀总含量是核设施开展核材料衡算及产品质量控制工作的重要一环。本工作通过开展模拟实验和不确定度评定,比较了硫酸亚铁还原-重铬酸钾氧化电位滴定法测定铀含量的GB 11841—1989和ASTM C1267-17两个标准方法及其中三种操作步骤的细节差异。结果显示,三种步骤的总合成不确定度均低于0.1%的国际目标值水平;GB 11841—1989测量2~3 g样品步骤的不确定度最小,更适合于标准物质定值测量;在日常测量工作中,样品的称量选用GB 11841—1989测量0.20~0.25 g样品步骤更好,重铬酸钾溶液配制和滴定选用ASTM C1267-17的步骤更好。

铀生产工艺设备中滞留量测量的自吸收校正方法

实现铀生产工艺设备中滞留量的准确测量是核材料衡算与控制过程的一个关键点。由于γ射线的自吸收效果显著,工艺设备几何结构特殊,无法采用常规校准方法进行数据处理。本文开展该情况下的自吸收校正方法研究,在物料厚度、介质成分、几何参数不确定的条件下,初步建立了自吸收二维校正模型。模拟样品验证表明,建立的自吸收二维校正模型满足铀生产工艺设备滞留量测量的需求。