确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法

技术领域

本发明涉及核燃料后处理领域，具体涉及一种确定后处理厂需要处理的实际乏燃料组件比例的方法。

背景技术

燃耗信用制方法作为一种用于核临界安全分析的方法，与将乏燃料看作新燃料假设的方法不同，该方法考虑了由于燃料随堆芯辐照和冷却时间增加引起的反应性的整体降低，挖掘了一定的计算裕量，因而提升了采用该方法进行核临界安全设计的核设备或核设施的经济性。

针对乏燃料后处理厂处理高初始富集度、高卸料燃耗组件的临界安全设计要求，开展乏燃料后处理厂燃耗信用制应用研究，可以使得大型乏燃料后处理厂能够尽可能的利用乏燃料因燃耗而造成的反应性降低，提高乏燃料后处理关键工艺流程的处理能力。燃耗信用制方法正逐步应用到乏燃料后处理厂的核临界安全设计中。

乏燃料后处理厂应用燃耗信用制，需要预先确定一个铀钚同位素成分假定，用于溶液系统相关设备的临界安全设计。针对该铀钚同位素成分假定，规定对应乏燃料组件平均燃耗限值，应使得后处理厂能够处理绝大多数的乏燃料组件，并且规定的限值具有足够的保守性，在满足限值要求的前提下，应使得经历不同辐照历史的乏燃料组件经溶解后形成的溶液，在实际的铀钚同位素成分下，溶液系统的反应性均小于铀钚同位素成分假定下溶液系统的反应性，从而使得临界安全设计具有保守性的同时，尽可能地利用乏燃料组件中易裂变核素随燃耗消耗的特性，提高临界安全设计的经济性。但是，现有技术并无法确定后处理厂溶液系统铀钚同位素

发明内容

本发明的目的是提供一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，满足后处理厂应用燃耗信用制进行临界安全设计时需预先确定溶液系统铀钚同位素成分假定的需要。

本实施例提供一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，包括如下步骤：

S1、确定后处理厂的处理对象，并确定需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S2、针对确定的后处理厂的处理对象，开展乏燃料组件燃耗深度调研及预测分析，确定不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布；

S3、确定处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合；

S4、采用临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库；

S5、给定铀钚同位素成分假定，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值；

S6、从核素成分数据库中找出满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，判断其对应的实际乏燃料组件的比例是否为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S7、若对应的实际乏燃料组件的比例为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则确定后处理厂需要处理的实际乏燃料组件的比例；否则，对铀钚同位素成分假定进行保守性调整，保守性调整后，返回执行步骤S5、S6，直至对应的实际乏燃料组件的比例为后处理厂需要处理的乏燃料组件的预设比例目标。

优选的是，所述步骤S1中，所述确定后处理厂的处理对象，包含后处理厂计划处理的乏燃料组件的类型、初始富集度范围、限定的卸料后冷却时间中的任意一种或几种。

优选的是，所述步骤S2中，所述不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布，针对后处理厂处理乏燃料组件来源的核电站所产生、未处理的乏燃料组件，以及按照预见燃料管理方案将产生的乏燃料组件。

优选的是，所述步骤S3中，所述临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，是指针对后处理厂处理乏燃料组件预测来源的核电站、已采用或将采用的燃料管理方案下乏燃料组件，基于燃耗信用制的保守性分析方法，以用于临界安全分析时反应性保守作为衡量，确定辐照历史的相关参数的保守组合。

优选的是，所述步骤S3中，所述临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合包括乏燃料组件功率、燃料温度、冷却剂密度、冷却温度、可溶硼浓度、可燃毒物类型、可燃毒物数量中的至少两种。

针对不同的来源的核电站堆型，可建立不同的临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合。

优选的是，所述步骤S4中，所述核素成分数据库，包含核电站堆型、初始富集度的乏燃料组件、控制棒插入状态、燃耗点中的任意一种或几种参数下基于不同卸料后冷却时间的限定范围内的乏燃料核素成分。

优选的是，所述步骤S4中基于不同卸料后冷却时间的限定范围内的乏燃料核素成分数据库，每个燃耗点考虑不同的卸料后冷却时间；根据核电站堆型的控制棒控制策略不同，所述控制棒插入状态为：不插控制棒、插入控制棒，或插入灰棒控制棒、插入黑棒控制棒。

优选的是，所述步骤S5中，所述确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，是指依据铀同位素成分假定、钚同位素成分假定，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值，再选取其中的较小值作为满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

优选的是，所述步骤S3还包括以下步骤：通过处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中的控制棒插入范围、确定处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布；

所述步骤S5中确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值时，依据所确定的不同堆型乏燃料组件需考虑辐照历史中的控制棒插入范围，乏燃料组件轴向高度不同控制棒插入范围内的核素成分数据选用相应控制棒插入状态下的核素成分计算结果；

采用处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，分别确定每个轴向分段的燃耗值，采用相应控制棒插入状态下的核素成分计算结果，再根据各轴向分段的燃料体积比，加权获得乏燃料组件平均的铀钚同位素成分，进而对照铀钚同位素成分假定确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值；

和/或，针对不同来源的核电站堆型，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值；

和/或，针对不同的卸料后冷却时间，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

优选的是，所述步骤S3中，所述处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，针对乏燃料组件不同的燃耗深度分组，分别确定保守的轴向燃耗分布。针对不同来源的核电站堆型，建立不同的保守轴向燃耗分布。

优选的是，所述步骤S7中对铀钚同位素成分假定进行保守性调整的具体方法为：如果对应的实际乏燃料组件的比例高于需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则将铀钚同位素成分假定保守性调减；如果对应的实际乏燃料组件的比例低于需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则将铀钚同位素成分假定保守性调增。

优选的是，所述步骤S7中，所述铀钚同位素成分假定保守性调增，是指调整铀钚同位素成分假定以使得溶液系统反应性增大，这种情况下，满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值降低；

所述铀钚同位素成分假定保守性调减，是指调整铀钚同位素成分假定以使得溶液系统反应性变小，这种情况下，满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值增大。

优选的是，所述步骤S7中，所述最终确定的铀钚同位素成分假定适用于不同来源的核电站堆型、满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值限定范围内的乏燃料组件、满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值限定范围内的不同卸料后冷却时间。

针对最终确定的铀钚同位素成分假定，针对不同来源的核电站堆型，设定不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值，或，针对不同的卸料后冷却时间，设定不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

本发明针对后处理厂应用燃耗信用制进行临界安全设计时需预先确定溶液系统铀钚同位素成分假定的需要，提出了具体的确定方法和分析流程。

本发明的有益效果如下：本发明提供了基于燃耗信用制对后处理厂溶液系统临界安全设计时可采用的铀钚同位素成分假定的确定方法和分析流程，考虑了燃耗信用制应用过程中所需考虑的各种保守因素，所确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值具有保守性、可靠性，可以在后处理厂可处理绝大多数的乏燃料组件的前提下，尽可能地提高临界安全设计的经济性。

附图说明

图1为实施例3中的确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法。

图2为实施例3中确定的保守的乏燃料组件轴向燃耗分布的包络曲线的示例图。

图3为实施例3确定的不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值示例图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

实施例1

本实施例提供一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，包括如下步骤：

S1、确定后处理厂的处理对象，并确定需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S2、针对确定的后处理厂的处理对象，开展乏燃料组件燃耗深度调研及预测分析，确定不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布；

S3、确定处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合；

S4、采用临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库；

S5、给定铀钚同位素成分假定，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值；

S6、从核素成分数据库中找出满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，判断其对应的实际乏燃料组件的比例是否为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S7、若对应的实际乏燃料组件的比例为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则确定后处理厂需要处理的实际乏燃料组件的比例；否则，对铀钚同位素成分假定进行保守性调整，保守性调整后，返回执行步骤S5、S6，直至对应的实际乏燃料组件的比例为后处理厂需要处理的乏燃料组件的预设比例目标。

本实施例的有益效果如下：本实施例提供了基于燃耗信用制对后处理厂溶液系统临界安全设计时可采用的铀钚同位素成分假定的确定方法和分析流程，考虑了燃耗信用制应用过程中所需考虑的各种保守因素，所确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值具有保守性、可靠性，可以在后处理厂可处理绝大多数的乏燃料组件的前提下，尽可能地提高临界安全设计的经济性。

实施例2

本实施例提供一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，包括如下步骤：

S1、确定后处理厂的处理对象，并确定需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S2、针对确定的后处理厂的处理对象，开展乏燃料组件燃耗深度调研及预测分析，确定不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布；

S3、确定处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合；

S4、采用临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库；

S5、给定铀钚同位素成分假定，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值；

S6、从核素成分数据库中找出满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，判断其对应的实际乏燃料组件的比例是否为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标；

S7、若对应的实际乏燃料组件的比例为需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则确定后处理厂需要处理的实际乏燃料组件的比例；否则，对铀钚同位素成分假定进行保守性调整，保守性调整后，返回执行步骤S5、S6，直至对应的实际乏燃料组件的比例为后处理厂需要处理的乏燃料组件的预设比例目标。

优选的是，所述步骤S1中，所述确定后处理厂的处理对象，包含后处理厂计划处理的乏燃料组件的类型、初始富集度范围、限定的卸料后冷却时间中的任意一种或几种。

优选的是，所述步骤S2中，所述不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布，针对后处理厂处理乏燃料组件来源的核电站所产生、未处理的乏燃料组件，以及按照预见燃料管理方案将产生的乏燃料组件。

优选的是，所述步骤S3中，所述临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，是指针对后处理厂处理乏燃料组件预测来源的核电站、已采用或将采用的燃料管理方案下乏燃料组件，基于燃耗信用制的保守性分析方法，以用于临界安全分析时反应性保守作为衡量，确定辐照历史的相关参数的保守组合。

优选的是，所述步骤S3中，所述临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合包括乏燃料组件功率、燃料温度、冷却剂密度、冷却温度、可溶硼浓度、可燃毒物类型、可燃毒物数量中的至少两种。针对不同的来源的核电站堆型，可建立不同的临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合。

优选的是，所述步骤S4中，所述核素成分数据库，包含核电站堆型、初始富集度的乏燃料组件、控制棒插入状态、燃耗点中的任意一种或几种参数下基于不同卸料后冷却时间的限定范围内的乏燃料核素成分。

优选的是，所述步骤S4中基于不同卸料后冷却时间的限定范围内的乏燃料核素成分数据库，每个燃耗点考虑不同的卸料后冷却时间；根据核电站堆型的控制棒控制策略不同，所述控制棒插入状态为：不插控制棒、插入控制棒，或插入灰棒控制棒、插入黑棒控制棒。

优选的是，所述步骤S5中，所述确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，是指依据铀同位素成分假定、钚同位素成分假定，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值，再选取其中的较小值作为满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

优选的是，所述步骤S3还包括以下步骤：通过处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中的控制棒插入范围、确定处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布；

所述步骤S5中确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值时，依据所确定的不同堆型乏燃料组件需考虑辐照历史中的控制棒插入范围，乏燃料组件轴向高度不同控制棒插入范围内的核素成分数据选用相应控制棒插入状态下的核素成分计算结果；

采用处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，分别确定每个轴向分段的燃耗值，采用相应控制棒插入状态下的核素成分计算结果，再根据各轴向分段的燃料体积比，加权获得乏燃料组件平均的铀钚同位素成分，进而对照铀钚同位素成分假定确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值；

和/或，针对不同来源的核电站堆型，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值；

和/或，针对不同的卸料后冷却时间，分别确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

优选的是，所述步骤S3中，所述处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，针对乏燃料组件不同的燃耗深度分组，分别确定保守的轴向燃耗分布。针对不同来源的核电站堆型，建立不同的保守轴向燃耗分布。

核素成分计算中选用使得临界安全设计较为保守的参数组合，对照铀钚同位素成分假定确定对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值时考虑控制棒插入状态以及处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，能够确保后处理厂临界安全设计的保守性、可靠性。

优选的是，所述步骤S7中对铀钚同位素成分假定进行保守性调整的具体方法为：如果对应的实际乏燃料组件的比例高于需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则将铀钚同位素成分假定保守性调减；如果对应的实际乏燃料组件的比例低于需要处理的乏燃料组件的预设比例目标，则将铀钚同位素成分假定保守性调增。

优选的是，所述步骤S7中，所述铀钚同位素成分假定保守性调增，是指调整铀钚同位素成分假定以使得溶液系统反应性增大，这种情况下，满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值降低；

所述铀钚同位素成分假定保守性调减，是指调整铀钚同位素成分假定以使得溶液系统反应性变小，这种情况下，满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值增大。

优选的是，所述步骤S7中，所述最终确定的铀钚同位素成分假定适用于不同来源的核电站堆型、满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值限定范围内的乏燃料组件、满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值限定范围内的不同卸料后冷却时间。

针对最终确定的铀钚同位素成分假定，针对不同来源的核电站堆型，设定不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值，或，针对不同的卸料后冷却时间，设定不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

本实施例涉及一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法和分析流程，根据后处理厂的处理对象，确定处理对象的组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库，结合不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中控制棒插入范围、处理对象保守的组件轴向燃耗分布，可以确定满足一定铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，根据与不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布进行对比后调整迭代分析，使得在确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值下，后处理厂刚好能够处理绝大多数的乏燃料组件。

本实施例的有益效果如下：本实施例提供了基于燃耗信用制对后处理厂溶液系统临界安全设计时可采用的铀钚同位素成分假定的确定方法和分析流程，考虑了燃耗信用制应用过程中所需考虑的各种保守因素，所确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值具有保守性、可靠性，可以在后处理厂可处理绝大多数的乏燃料组件的前提下，尽可能地提高临界安全设计的经济性。

实施例3

具体的，本实施例中以下以某后处理厂研究设计中确定铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值的实际过程说明本实施例的应用。

图1给出了本发明所述的确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法的流程图，可为发明内容提供形象的理解。

本实施例提供一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，包括如下步骤：

首先，确定后处理厂的处理对象：本实施例中，后处理厂拟处理AFA-3G类型的乏燃料组件，其可能的来源为CNP600(121堆芯)、M310(157堆芯)和ACP1000(177堆芯)，最大初始富集度不超过4.45％，最少卸料后冷却时间不少于5年。并且对于这些来源的乏燃料组件，确定可接受的能够处理的乏燃料组件的预设比例目标为95％，即这些堆芯产生的95％的乏燃料组件都能够被该乏燃料后处理厂进行处理。

进一步，针对确定的后处理厂的处理对象，开展乏燃料组件燃耗深度调研及预测分析，确定不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布：本实施例中，对上述三种堆型18个月燃料管理的设计值进行卸出堆芯的乏燃料组件的燃耗分布统计，平衡循环下初始富集度为4.45％的乏燃料组件的卸料燃耗深度均在BU(GWd/tU)以上(其他初始富集度的乏燃料组件卸料燃耗深度统计数据等略，过渡循环及其他燃料管理方案下已产生的乏燃料极少数组件卸料燃耗深度在BU(GWd/tU)以下)。

进一步，确定处理对象的乏燃料组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合：本实施例中，分别针对不同的堆型，冷却剂使用堆芯出口温度和相应的密度；可溶硼浓度使用循环寿期的平均硼浓度；首循环燃耗范围内考虑使用的可燃吸收体PYREX棒或WABA棒；考虑Gd棒中燃料装量的下降，不考虑其作为可燃吸收体的能谱硬化效应；功率密度使用可能的最大功率密度；燃料芯块温度使用可能的最大功率密度对应的燃料芯块温度，分别确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合。

进一步，确定不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中的控制棒插入范围：本实施例中，针对所考虑的三种堆型，考虑在堆芯燃耗过程中，控制棒仅在顶部一小段内插入，因此，临界分析用核素成分分析仅需要顶部一小部分区域插入控制棒，具体范围根据各堆型的情况确定。

进一步，确定处理对象保守的乏燃料组件轴向燃耗分布：本实施例中，针对所考虑的三种堆型，考虑影响乏燃料组件轴向燃耗分布的因素，如堆芯运行过程中控制棒插入深度和停留时间等，生成适用的乏燃料组件轴向燃耗包络线，其基本思路是，从乏燃料组件的理论计算或实测燃耗信息中，选出乏燃料组件平均卸料燃耗在某一燃耗范围内的乏燃料组件，将每个乏燃料组件轴向燃耗分布归一化，相同轴向节块的最小归一化燃耗若小于1，则将各乏燃料组件该轴向节块的最小归一化燃耗作为该轴向节块的归一化燃耗；相同轴向节块的最小归一化燃耗若大于1，则将各乏燃料组件该轴向节块的最大归一化燃耗作为该轴向节块的归一化燃耗；最后将最大归一化燃耗大于1的节块的归一化燃耗进行重新归一化，从而得到某一燃耗范围内的轴向燃耗包络曲线。也可以采用经证明为保守的一组轴向燃耗包络曲线。

图2给出了一个确定的保守的乏燃料组件轴向燃耗分布的包络曲线的示例图。

在其他一些实施例中，考虑不同堆型乏燃料组件轴向燃耗分布的差异较大，针对不同来源的核电站堆型，建立了不同的保守轴向燃耗分布。

进一步，采用临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库：本实施例中，针对所考虑的三种堆型的控制棒控制策略，不同控制棒插入状态的核素成分计算指不插控制棒和插入控制棒两种状态下的核素成分计算。本实施例中，建立的核素成分数据库针对1.8％、2.4％、3.1％、3.7％、3.9％、4.45％等多种初始富集度的乏燃料组件，每个初始富集度的乏燃料组件，核素成分计算燃耗点从1000MWd/tU开始、每隔1000MWd/tU输出核素成分计算结果，直至72000MWd/tU，并且针对每个燃耗点考虑5年、8年两种冷却时间。

在其他一些实施例中，乏燃料组件来源于采用依靠控制棒组的移动来完成反应堆运行调节控制策略的核电站堆型，不同控制棒插入状态的核素成分计算指插入灰棒控制棒和插入黑棒控制棒两种状态下的核素成分计算。

进一步，给定一个初始的铀钚同位素成分假定，采用保守的乏燃料组件轴向燃耗分布，考虑控制棒插入范围，针对卸料后冷却时间5年的情况，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值。

进一步，判断满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值下，是否刚好能够满足可接受的能够处理的乏燃料组件的预设比例目标：如有很多不能处理，则将铀钚同位素成分假定保守性调增；如限值过小，则将铀钚同位素成分假定保守性调减。

进一步，重新确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，直至所确定铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值，刚好能够满足可接受的能够处理的乏燃料组件的预设比例目标。

本实施例中，最终确定的铀钚同位素成分假定为：

本实施例中，该乏燃料组件平均燃耗限值(BU-1)(GWd/tU)，针对卸料后冷却时间5年的情况，可以包络更长冷却时间的情形，满足处理对象限定范围的最少卸料后冷却时间不少于5年。本实施例中，针对不同的冷却时间、针对不同来源的核电站堆型，不再分别设定乏燃料组件平均燃耗限值，即该乏燃料组件平均燃耗限值适用于不同来源的核电站堆型，乏燃料组件冷却时间大于等于5年即可。

图3给出了本实施例确定的不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值示例图。本实施例确定的限值考虑燃耗信用制应用过程中的各种保守性因素，具有足够的保守性，在满足限值要求的前提下，可使得经历不同辐照历史的乏燃料组件经溶解后形成的溶液，在实际的铀钚同位素成分下，溶液系统的反应性均小于铀钚同位素成分假定下溶液系统的反应性。

在其他一些实施例中，对于最终确定的铀钚同位素成分假定，针对不同来源的核电站堆型，规定了不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

在另外一些实施例中，针对不同的卸料后冷却时间，规定了不同的对应不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗限值。

本实施例的有益效果如下：本实施例提供了基于燃耗信用制对后处理厂溶液系统临界安全设计时可采用的铀钚同位素成分假定的确定方法和分析流程，考虑了燃耗信用制应用过程中所需考虑的各种保守因素，所确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值具有保守性、可靠性，可以在后处理厂可处理绝大多数的乏燃料组件的前提下，尽可能地提高临界安全设计的经济性。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。