霍建明，霍小東，楊海峰，郭治鵬，張浩然，鄭保軍，孫燕宇，鄭平輝，申 騰，趙秋娟，范雯雯，郭韶華

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

從21世紀開始，世界各國都致力于核能可持續(xù)發(fā)展研究。2000年，國際原子能機構(IAEA)啟動了創(chuàng)新型核反應堆和燃料循環(huán)國際項目(INPRO)[1]，美、法、日、英等國組建了第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)，并于2002年推薦了六種四代堆型[2]。目前，國內(nèi)在四代堆研發(fā)方面，有鈉冷快堆、鉛(鉍)冷快堆、高溫氣冷堆、超臨界水堆、熔鹽堆等。堆型的綜合性能和發(fā)展?jié)摿υu估，是堆型性能提升和堆型選擇決策的一個基礎和前提，是一個頗具挑戰(zhàn)的工作。挑戰(zhàn)源于涉及的領域多、專業(yè)面廣，兼之研發(fā)深度不夠?qū)е碌募夹g信息缺乏、應用創(chuàng)新技術伴隨的技術發(fā)展預期等，特別是不同評價維度的權重考慮以及他們之間的平衡與側(cè)重。

鑒于綜合評估對堆型技術研發(fā)的積極推動作用，其成為四代堆技術研發(fā)的一個重要分支。INPRO項目的一個重要成果是INPRO評估方法，GIF在經(jīng)濟、安全、防擴散與實物保護等領域推出了評估方法，并開展了相應的案例應用研究[3-14]。美國能源部對先進反應堆開展了技術審查實踐，對核燃料循環(huán)開展了評估和篩選[15-17]。另外，還有針對先進堆或四代堆的經(jīng)濟、安全等領域的專項研究工作。國內(nèi)部分單位參與了一些INPRO項目組、GIF組織的研究項目，在堆型評估方面有一些工作，但尚未在評估方法方面開展深入的研究工作。

本文詳細研究了INPRO方法、GIF方法、美國能源部(DOE)的評估實踐等，分析了這些方法的特點、共通與差異之處。在此基礎上，針對中國先進堆型研究發(fā)展的具體情況，提出了一套適用于我國現(xiàn)狀的先進堆型評估方法，為我國先進堆型的綜合評估提供體系與手段，可以使堆型研發(fā)單位不斷改善弱項、改進設計方案，更可作為堆型對比篩選提供堅實基礎和科學工具。

1 現(xiàn)有方法簡介

1.1 INPRO方法

INPRO方法是INPRO項目的一個重要成果[1]，作為一種自上而下的方法體系，將核能可持續(xù)發(fā)展的總目標，從經(jīng)濟、環(huán)境、社會、制度等四個維度分解到經(jīng)濟、基礎、廢物管理、防擴散、實物保護、環(huán)境、安全等領域。在每個領域內(nèi)定義了基本原則(BP)、用戶要求(UR)和準則(CR)，其體系如圖1所示，匯總?cè)绫?所示。領域內(nèi)頂層的基本原則，描述了核能系統(tǒng)在該領域內(nèi)的總體目標，為核能系統(tǒng)的開發(fā)提供廣泛的指導。中間的用戶要求，給出了核能系統(tǒng)為獲得用戶接受所必須滿足的條件。底層的準則由指標和接受限值組成。在針對具體堆型開展評估時，采用自下而上的方法，將該堆型的指標值與接受限值比較，判斷其是否滿足特定準則或是否有滿足特定準則的潛力。針對用戶要求的所有準則逐一開展評估，針對基本原則的所有用戶要求逐一開展評估，針對評估領域內(nèi)的所有基本原則逐一開展評估，針對所有評估領域逐一開展評估。

圖1 INPRO體系框架示意圖Fig.1 Schematic diagram ofINPRO system framework

表1 IAEA INPRO各領域基本原則、用戶要求、準則統(tǒng)計表Table 1 Summary of BP,UR,CR ineach area of IAEA INPRO

INPRO方法聚焦于評估核能系統(tǒng)是否滿足相應領域的要求，要求評估者應是INPRO某一評估領域的專家、對被評估的核能系統(tǒng)有足夠的了解，不需要評估者親自完成相應指標值的計算分析，但要能判斷相應指標是否滿足接受準則、指標值計算過程是否合理性。

基于INPRO方法，結(jié)合多目標、多屬性值理論，開發(fā)出針對多個創(chuàng)新型核能系統(tǒng)的現(xiàn)狀、前景、優(yōu)勢和風險進行綜合比較評估的關鍵指標(KIND)評估方法，并提出了關鍵指標。通過權重因子將不同維度/領域(如經(jīng)濟、風險、收益等)的指標組合起來，實現(xiàn)定量對比分析，如公式(1)、公式(2)所示。

(1)

(2)

式中：Wi——指標i的權重因子；

Vi——指標i的(無量綱)值。

公式(1)中的指標應是相互獨立的，但在實際的操作過程中，可采用直接加權求和的方式將基本上相互獨立的指標綜合起來。不同單位(量綱)的指標是無法直接相加的，需先基于指標的打分規(guī)則，將原始的、帶單位的指標值轉(zhuǎn)化成一個無量綱的數(shù)值，方可加權求和。常用的打分規(guī)則有兩類，線性變化的或指數(shù)變化的，分別反映了指標值變化對于結(jié)果的影響。權重因子體現(xiàn)了不同評估準則、評估指標的相對重要程度。

KIND方法從經(jīng)濟性、廢物管理、防擴散、安全、技術成熟度等五個領域，共提出了15個關鍵指標，如表2所示，和15個次要指標。

表2 INPRO KIND、GIF、DOE ES方法的關鍵指標的匯總對比表Table 2 Summary of key indicator ofINPRO KIND,GIF and DOE ES

1.2 GIF評估方法

GIF旨在解決核能可持續(xù)發(fā)展所面臨的鈾資源短缺和核廢料處理兩大難題，將可持續(xù)發(fā)展的宗旨分解到可持續(xù)性、安全性與可靠性、經(jīng)濟性、防擴散與實物保護四大領域，并提出了八個技術目標，如圖2所示[2]。為了推進反應堆評估工作，成立了經(jīng)濟模型工作組(EMWG)、風險和安全工作組(RSWG)、防擴散和實物保護工作組(PR&PP)。EMWG開發(fā)了自上而下和自下而上的成本估算方法，詳細規(guī)劃了帳戶體系規(guī)則，發(fā)布了G4-ECONS軟件。RSWG基于現(xiàn)有的安全分析工具，開發(fā)出一體化安全評估方法(ISAM)，將多種不同的安全分析方法應用到堆型的不同研發(fā)階段，示意如圖3所示[18]。RP&PP給出了評估方法與評估流程。八個技術目標進一步細化為15個準則[2]，如表2所示，和24個具體指標。

圖2 GIF評估方法的領域劃分與技術目標Fig.2 Areas and objects of GIF assessment method

圖3 一體化安全評估方法ISAM示意圖Fig.3 Schematic diagram of ISAM

1.3 DOE評估實踐

美國能源部核能辦公室贊助與先進堆概念相關的研發(fā)和示范計劃。為此，DOE發(fā)出信息需求表，由各研發(fā)單位將所研發(fā)堆型的方案信息填表提交。DOE組建了技術評審委員會，從安全、安保、鈾資源利用與廢物最小化、運行能力、概念成熟度、燃料和基礎設施、市場吸引力、經(jīng)濟、監(jiān)管許可環(huán)境、防擴散、研發(fā)需求等11個方面，依專家經(jīng)驗對先進反應堆概念提案進行定性評估，據(jù)此確定研發(fā)需求和資助對象[15-16]。

2011年年底，美國能源部核能辦公室發(fā)起了核燃料循環(huán)方案評估和篩選研究項目(ES)，以篩選與美國現(xiàn)有核燃料循環(huán)相比取得了實質(zhì)性進步、有潛力的燃料循環(huán)。研究工作盡可能涵蓋幾乎所有可能的燃料循環(huán)方案，基于核燃料循環(huán)的基本功能而非具體的實施技術[17]。

在ES項目的評估和篩選方法中，頂層是應用場景，中間是評估準則，底層是評估指標，如圖4所示。不同的應用場景，通過對評估準則的權重設置，體現(xiàn)評估者對不同準則的重視程度。評估準則細化到評估指標，評估指標由形狀函數(shù)和權重因子組成，形狀函數(shù)反映了單一指標值變化引起評估結(jié)果的變化(即打分規(guī)則)，權重因子則反映了同一評估準則下不同評估指標的相對重要程度。ES項目通過合作、會議、評審的方式，整合了來自美國DOE、行業(yè)、大學、和其他渠道的輸入，建立評估指標的如表2所示。

圖4 美國DOE的核燃料循環(huán)評估和篩選方法體系Fig.4 The framework and hierarchy of ES project of US DOESNF—乏燃料；HLW—高放廢物；DU—貧鈾；RU—回收鈾；RTh—回收釷；LLW—低放廢物；擴散風險準則，核材料安保風險準則，財務風險與經(jīng)濟性準則在研究中被單獨分離開來處理，這里并不包括在準則組分析方案中

2 方法對比及討論

IAEA INPRO及KIND方法、GIF方法、美國DOE評估實踐是目前國際上核能系統(tǒng)或核燃料循環(huán)評估的幾個主要方法，其體系框架基本相同，均分成若干領域或方面，每個領域或方面內(nèi)設置一組評價指標及其準則，使用不同層級的權重因子考慮相對重要程度。

INPRO、GIF、DOE的評估工作，其宗旨都是實現(xiàn)核能在21世紀的可持續(xù)發(fā)展，因此，雖然評估領域的劃分有所不同，但沒有本質(zhì)的差別。INPRO分為經(jīng)濟、安全、基礎、廢物管理、防擴散、實物保護、環(huán)境等領域；GIF分為經(jīng)濟、安全性與可靠性、防擴散與實物保護、可持續(xù)性四大領域，其中經(jīng)濟、安全、防擴散、實物保護與INPRO的相應領域直接對應，GIF的可持續(xù)性包含資源利用與環(huán)境壓力，與INPRO的環(huán)境、廢物管理領域的部分要求和準則相對應。DOE針對先進堆概念的技術審查實踐所考慮的11個準則，經(jīng)濟、安全、安保、非增殖，分別與INPRO的經(jīng)濟、安全、實物保護、防擴散直接對應，鈾資源利用及廢物最小化則與INPRO的環(huán)境、廢物管理領域的部分要求和準則相對應。DOE的核燃料循環(huán)評估和篩選研究中，核廢物管理、擴散風險、核材料安保風險、環(huán)境影響、資源利用，分別與INPRO方法中的廢物管理、防擴散、實物保護、環(huán)境領域相對應。開發(fā)部署風險、機構問題、財務風險與經(jīng)濟學，則分別與基礎、經(jīng)濟領域相對應。INPRO方法的領域，與GIF方法的方面、DOE方法的準則的對應關系如圖5所示。

圖5 INPRO、GIF、DOE方法的領域?qū)Ρ葓DFig.5 The diagram ofthe areas of INPRO,GIF,DOE

在評估指標層面上，各方法的關鍵指標，基本上也是一致的，如表2所示。從方法、指標對比可知，3種方法在各個評估領域所考慮的因素、體現(xiàn)出來的關鍵指標基本是一致的，不同的方法側(cè)重點略有不同。

但是，各方法具有各自鮮明特點。IAEA INPRO評估方法，是一個全面詳盡、成體系的方法。在適用范圍方面，幾乎適用于IAEA所有成員國，涵蓋核能發(fā)達國家、發(fā)展中國家及尚未利用核能的國家。在應用對象方面，INPRO方法覆蓋了一個核能系統(tǒng)的方方面面，從核燃料循環(huán)前端、核電站，到核燃料循環(huán)后端。在具體的應用中，既可用于整個核能系統(tǒng)，也可用于核能系統(tǒng)的某個組成部分，如核電站等，既可對所有的領域開展評估，也可對部分領域開展有限范圍的評估。

INPRO方法更多依賴于具體的定量指標和接受準則，也有部分定性判斷的指標。采用自下而上的方式，依次判斷是否滿足評估準則、用戶要求、基本原則，從而判斷該核能系統(tǒng)可持續(xù)發(fā)展的潛力。因此，需要堆型的研發(fā)工作進行到足夠的深度。如果沒有足夠的信息可用，則相應的評估結(jié)論不確定度會較大、能起到的作用相對有限。INPRO方法體系集中于評估工作，即指標是否滿足接受準則，因此給出了詳細的指標描述，但對指標的計算流程沒有明確要求，只在部分領域給出具體的指導。

總體而言，INPRO評估方法，提供了一個基礎的體系框架。在具體的案例應用中，需要評估者基于評估目標和實際情況，設計出一個有針對性的評估方案，例如：可以對部分準則或指標進行修改甚至引進新的準則或指標，選定關鍵指標，確定各指標的權重等。

KIND方法，則是對INPRO方法的一個精簡，首先提出了15個關鍵指標、15個次要指標，并使用了打分規(guī)則和權重因子，從而基于多屬性目標理論實現(xiàn)多個系統(tǒng)的對比評估，使得INPRO方法的對比評估功能更加實用。

與INPRO方法不同，GIF評估方法更適用于經(jīng)合組織(OECD)成員國，專注于反應堆的評估。隨著堆型研發(fā)工作的深入，不斷迭代，深入、細化評估工作，減小評估工作的不確定度。在概念甚至初步概念設計階段，技術細節(jié)信息有限或者設計尚未完善，可依賴于定性的描述與專家判斷，進行定性的評估。GIF評估方法中，經(jīng)濟、風險與安全、防擴散和實物保護的評估方法，既有評估的要求和準則，又有指標的計算方法，其可操作性強于INPRO方法。GIF方法要求評估專家應是被評估堆型方面的專家，基本能夠完成相應領域的指標計算與評估，對被評估堆型的熟悉程度要高于INPRO方法對評估專家的要求。由于先進堆型大多都使用一些創(chuàng)新的、尚未成熟的技術，涉及技術發(fā)展的預期，因此GIF評估方法在處理這些問題方面的經(jīng)驗值得借鑒。

美國DOE對先進堆概念的技術審查實踐(TRP)，是基于先進堆(初步)概念設計，根據(jù)各堆型的描述信息，依據(jù)專家經(jīng)驗進行的定性評估，其對專家以及專家經(jīng)驗的要求就比較高。

美國DOE對核燃料循環(huán)的評估與篩選研究工作，針對整個核燃料循環(huán)，基于相應組成部分的功能、而不是具體的實現(xiàn)技術，因此其結(jié)果更加抽象。

在方法層面上與INPRO(KIND)、GIF方法基本一致，基于打分規(guī)則、權重因子的方法體系。所使用的評估指標，大部分為數(shù)值型的，也有邏輯判斷型的。結(jié)合打分規(guī)則，把一個定性的評估轉(zhuǎn)化成一個定量的評估。其打分規(guī)則是將指標值劃分為若干個區(qū)間，每個區(qū)間賦予相同的分值，而KIND的打分規(guī)則是根據(jù)指標值連續(xù)變化。兩者略有不同。

DOE的評估與篩選研究工作中，在指標層面和應用場景層面，均采用多套不同側(cè)重的權重因子，以研究評估結(jié)果對場景的敏感程度。因此，該方法，更側(cè)重于針對核燃料循環(huán)評估與篩選所專門開發(fā)的，屬于相應研究項目的一個成果，有借鑒之處，但并不宜直接套用。

幾個方法的差異之處如表3所示。

表3 幾個方法的不同之處Table 3 Difference of INPRO,GIF,DOE method

3 自主化評估方法研究

根據(jù)國內(nèi)先進堆的研發(fā)現(xiàn)狀，大多處于研發(fā)或設計階段，考慮其設計深度及客觀條件，充分借鑒INRPO、KIND、GIF等方法和美國DOE的評估實踐的優(yōu)點，經(jīng)過系統(tǒng)地對各領域指標進行選取，開發(fā)了一個適用于我國先進堆研發(fā)現(xiàn)狀、具有較強可操作性、評估結(jié)果量化直觀的中國先進堆型評估方法。

評估方法由領域和指標、權重因子、打分標準等組成，如圖6所示。根據(jù)核能可持續(xù)發(fā)展的要求，先進堆型評估方法分經(jīng)濟、安全、可持續(xù)性、防擴散與實物保護四個領域。安全領域包含核反應堆安全、輻射安全、廢物管理安全三個子領域，每個子領域內(nèi)有相互獨立的評價指標?？沙掷m(xù)性領域為狹義的可持續(xù)性，主要考慮資源消耗和環(huán)境壓力兩個子領域，每個子領域有相應的評價指標。經(jīng)濟領域、防擴散與實物保護領域，直接由相互獨立的評價指標組成。在具體的評價實踐中，可以對所有的四個領域都開展評價，也可僅針對關注的領域如經(jīng)濟、安全等開展評價工作。

圖6 評估方法體系Fig.6 The diagram of the assessment method

指標有定性的和定量的兩類。考慮到有一些評價指標包含有多個方面，例如：防擴散與實物保護領域的評價指標“材料吸引力”將包含“材料類型”“同位素成分”“物理化學形態(tài)”等，這些不同方面形成相互獨立的評價子指標。

為了實現(xiàn)不同堆型/方案對比評估的功能，基于多目標、多準則評價方法，采用權重的方式將多個指標的評價結(jié)果整合起來，形成綜合的評價結(jié)果，用于不同堆型/方案的對比評估。因此，首先需要將每個指標原始的評價結(jié)果，根據(jù)指標相應的打分規(guī)則，轉(zhuǎn)換成一個無量綱的指標值。例如：經(jīng)濟領域的指標“平準化發(fā)電成本(LCOE)”，由原始的評價結(jié)果××(元/度電)，根據(jù)指標平準化發(fā)電成本的打分規(guī)則，轉(zhuǎn)化成相應的分值，如1～10分。

考慮到本評價方法體系由領域、指標(子指標)組成，相應的也就有領域的權重因子，指標(子指標)的權重因子。領域的權重因子反映了不同領域的相對重要程度，由用戶根據(jù)自己對不同領域的重視程度和評價目的及需求來指定。指標(子指標)的權重因子，反映了同一領域內(nèi)不同指標(子指標)的重要程度。

經(jīng)濟領域的三個指標平準化發(fā)電成本、單位建設成本、投資風險，以平準化成本為核心，相輔相承。平準化發(fā)電成本，可規(guī)避一些特殊處理(比如：政府稅費，電力管制模式)對評價結(jié)果的影響，使得計算結(jié)果更加合理和準確，與效益分析的內(nèi)部邏輯更加接近，成本計算高低值與效益高低有直接的反向關系。單位建設成本，可作為投資人衡量項目經(jīng)濟性的依據(jù)，簡單明了，但僅代表建設期的支出，與經(jīng)營期的實際經(jīng)濟競爭力并不存在必然的一致性。同時，與機組功率一起，直接影響投資總額度，進而影響項目資金籌措能力和項目的可行性。投資風險的高低是經(jīng)濟性和經(jīng)濟效益的補充衡量指標。投資風險往往與效益是正相關，單純的計算效益難以完整說明經(jīng)濟性水平。衡量風險，比如：堆型設計安審的可通過性和安審周期的不確定性、工程項目的工期不確定性、工程總投資的不確定性等，主要通過兩方面實現(xiàn)：一是風險發(fā)生的可能性、二是風險發(fā)生后對效益或成本產(chǎn)生的影響程度。

反應堆安全領域六個指標，分別為運行、不干預時間(包含預期運行事件的不干預時間、設計基準事故的不干預事件和設計擴展工況的不干預時間)、大量釋放到安全殼的頻率、大量釋放到環(huán)境的頻率、比例實驗以及定性評價。運行與電廠可用性直接關系，關聯(lián)到核電廠的經(jīng)濟性。不干預時間反映了核能系統(tǒng)的固有安全性、自動操作及非能動安全系統(tǒng)的表現(xiàn)。第四代核能系統(tǒng)的重要風險包括臨界風險、衰變熱風險、輻射風險，分別對應核能系統(tǒng)的三個基本安全功能：反應性控制、衰變熱導出、放射性包容。放射性大量釋放到安全殼的概率(CDF)和大量釋放到環(huán)境的概率(LRF)，綜合反映了反應堆堆芯損壞概率、損壞程度、縱深防御的有效程度，因此作為安全領域兩個核心的指標。概率安全分析方法是核電廠設計中廣泛應用的方法，由設計者采用概率安全分析的方法給出這兩個核心指標的值供評估者使用。由于第四代核能系統(tǒng)的特殊性，很多設計處于研發(fā)階段，其設備成熟性各不相同，安全分析方法的可驗證性是其重要的評價方面，體現(xiàn)在指標“比例試驗”中。INPRO方法和GIF方法都對縱深防御進行了重點關注；DOE方法提出臨界、輻射、化學等風險是循環(huán)設施面臨的主要挑戰(zhàn)；INPRO方法關注計算程序和分析方法的驗證，GIF方法認為應該采用廣泛接受的工具；這些評估內(nèi)容極其依賴專家的經(jīng)驗。借鑒上述方法，并結(jié)合國內(nèi)豐富的設計經(jīng)驗，本評估方法要求對以下內(nèi)容給出定性的評價，由設計者給出相關設計的描述和考慮，由評估專家給出定性的評價結(jié)論：縱深防御的獨立性；臨界安全、輻射安全、化學安全的防護措施完整性；事故分析方法及模型選用的合理性和可靠性。

輻射安全領域的評估指標為職業(yè)照射劑量，分為個人劑量和集體劑量兩個子指標。要求先進核能系統(tǒng)確保通過自動化、遠程維護、現(xiàn)有設計的運行經(jīng)驗等，有效地貫徹了輻射防護最優(yōu)化的概念，以保護工作人員。并且該先進核能系統(tǒng)應能確保在建造、調(diào)試、運行和退役期間，工作人員受到的輻照風險與其他同類型工業(yè)設施風險相當。

廢物管理領域，選取了5個指標：廢物最小化、廢物最終狀態(tài)、廢物管理的處理、廢液和廢氣排放指標、廢物管理成本。這5個指標，涵蓋了核電廠壽期內(nèi)，從廢物源頭、廢物處理、向環(huán)境排放以及廢物處置等廢物管理所涉及的氣、液、固體廢物的方方面面。重點關注：廢物處理技術的選取、處理效率和安全可靠性，向環(huán)境排放的活度濃度、體積、數(shù)量。廢物管理成本關注處理工藝選取的經(jīng)濟性和固體廢物運輸、貯存、處置方面的經(jīng)濟性。

防擴散和實物保護領域，考慮到目前先進堆基本處于研發(fā)和設計階段，指標以反應堆的固有特性為主，暫不考慮尚無法評價的核電廠管理措施。防擴散方面選取了3個指標，材料吸引力、核技術吸引力和轉(zhuǎn)移探測的難度。從材料類型、同位素成分、輻射水平、衰變熱、自發(fā)中子率、材料重量和物理化學形態(tài)等方面對材料吸引力進行綜合評估；核技術吸引力包含燃料富集、乏燃料能否提取易裂變材料、未申報的可增殖材料的輻照能力；轉(zhuǎn)移探測的難度包含核材料衡算、監(jiān)測系統(tǒng)的可靠性、核材料探測能力、修改工藝的難度、修改核設施設計的難度、對技術或設施誤用的探測能力等。實物保護方面，選取了4個指標，堆型組件的布置與設計、敵手成功的概率、后果和實物保護資源。其中，堆型組件的布置與設計又包含了2個子指標，分別是堆型組件的設計和堆型組件的布置。

可持續(xù)性領域，主要分為環(huán)境影響和資源消耗兩個方面。環(huán)境影響的選?。篒NPRO和GIF評估方法中均含有環(huán)境影響方面的評估指標，兩者在一些指標上具有重復性，考慮到INPRO指標涵蓋范圍更廣，而GIF指標更具體而涉及的評價指標范圍較窄，因此參考INPRO方法選取環(huán)境影響方面的五個評估指標。資源消耗選取的指標：INPRO在資源貧化方面的指標較為廣泛，涉及易裂變可裂變材料和不可再生材料的評估，考慮到當前鈾資源在核能領域的獨一性地位，核能系統(tǒng)產(chǎn)生的裂變能均是由鈾資源提供，且主要使用天然鈾中僅占1%的U-235，具備提升資源利用率的潛能(例如，通過快堆增殖轉(zhuǎn)化U-238)，因此選擇鈾資源的利用效率作為資源貧化方面的評估指標。從整個核電系統(tǒng)考慮，凈能量輸出是核能系統(tǒng)的最終目的，因此選擇能量輸出與輸入達到平衡的攤銷時間(核能系統(tǒng)的輸出能量達到系統(tǒng)所需輸入總能量的時間)作為另一個評估指標，攤銷時間短，則表明核能系統(tǒng)能量的收益率越高。

4 結(jié)論

堆型評估方法是四代堆研發(fā)的一個重要分支。本文簡單介紹了國際上主要的INPRO方法、GIF方法、美國DOE的評估實踐等，并從各方法的宗旨、目標、體系、關注領域、關鍵指標、適用范圍、方法特點、評估專家要求、評估對象及深度要求等方面，對以上方法和評估實踐進行簡明的對比研究。最后，以INPRO體系為藍本，借鑒GIF方法和DOE評估實踐，提出適用于國內(nèi)先進堆現(xiàn)狀的中國先進堆評估方法(CARA)，并對中國先進堆評估方法進行了詳細的說明。中國先進堆評估方法，充分借鑒了INPRO、GIF、DOE等國際已有成果的優(yōu)點，并緊密結(jié)合國內(nèi)先進堆的研發(fā)現(xiàn)狀，系統(tǒng)地研究、確定了領域劃分和適用的指標集，提出評估結(jié)果量化的規(guī)則以便于評估對象間的比較，從而使得中國先進堆評估方法具有較好的可操性。中國先進堆評估方法的提出，可用于我國先進堆型的綜合潛力評估，為國家先進堆型研發(fā)的技術路線選擇、堆型設計方案的性能改進提供科學的工具和手段，促進我國先進堆型的研發(fā)工作。

致謝

本論文的研究工作得到了中核集團科技委程慧平主任及各領域?qū)＜业膸椭c指導，同時得到了中國核能行業(yè)協(xié)會和中核集團核信息院的協(xié)助，在此一并表示感謝。