阅读说明：本技术 一种核电站燃料组件破损的判断方法 (Method for judging damage of fuel assembly of nuclear power station ) 是由 范柄辰 蔡金平 吴忠良 陆伟 陈勇 程修 叶张瀚 曹刚 张军 黄成� 李海科 于 2019-11-18 设计创作，主要内容包括：一种核电站燃料组件破损的判断方法,包括以下步骤：S1：对正常的燃料组件加热,并记录正常组件升温前后的Xe-133活度变化值N0；S2：对可疑的燃料组件加热,并记录可疑组件升温前后的Xe-133活度变化值N1；当N1/N0＜2时,判断为正常组件；当N1/N0≥2时,仍判断为可疑的燃料组件,进入S3；S3：对S2中的可疑的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测：并对S1中未进行加热的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测。(A method for judging damage of a fuel assembly of a nuclear power station comprises the following steps: s1: heating a normal fuel assembly, and recording the Xe-133 activity change value N0 before and after the normal assembly is heated; s2: heating the suspicious fuel assembly, and recording the Xe-133 activity change value N1 before and after the temperature of the suspicious assembly is raised; when N1/N0 is less than 2, the component is judged to be a normal component; when N1/N0 is more than or equal to 2, the fuel assembly is still judged to be suspicious, and the process enters S3; s3: radioactivity was measured on the Cs water sample of the water circuit in the suspected fuel assembly in S2: and the radioactivity of the Cs water sample of the water circuit in the fuel assembly which was not heated in S1 was detected.)

一种核电站燃料组件破损的判断方法

技术领域

本发明主要用于判断核电站燃料包壳是否有破损，通过试验总结，明确了换料大修期间离线啜吸试验判断燃料包壳是否破损的依据。

背景技术

福清核电1-4号机组首循环均发生了燃料包壳破损，而《化学与放射化学技术规范》对功率运行期间的¹³¹I_eq和裂变气体总量有严格的要求，以确保核电厂工作人员和环境剂量率受控。福清核电3#机组首循环期间，¹³¹I_eq逼近了《化学与放射化学技术规范》票R.1.4中规定的1区限值(4440MBq/t)，而技术规范要求到达2区后必须停止负荷跟踪，这将严重影响机组的安全稳定运行，因此需要在大修期间快速准确的查找出破损燃料组件，确保破损燃料组件不再入堆使用，为机组下一循的安全可靠运行打下基础。为此福清核电化学处对PMC(核燃料装卸贮存系统)离线啜吸装置进行了深入研究，结合6次大修，摸索出了一套完整的判断燃料包壳是否破损的方法。

发明内容

本发明的目的在于：形成一套清晰明确的判断燃料包壳是否破损的方法。

本发明的技术方案如下：一种核电站燃料组件破损的判断方法，包括以下步骤：

S1：对正常的燃料组件加热，并记录正常组件升温前后的Xe-133活度变化值N0；

S2：对可疑的燃料组件加热，并记录可疑组件升温前后的Xe-133活度变化值N1；

当N1/N0＜2时，判断为正常组件；

当N1/N0≥2时，仍判断为可疑的燃料组件，进入S3；

S3：对S2中的可疑的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测：并对S1中未进行加热的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测；

1)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)测量方法的检测限≤4MBq/t；

2)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)≥12MBq/t；

3)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)/未进行加热水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)＞3；

当同时满足1)、2)、3)，且S2中N1/N0≥2时，判断为破损组件。

所述S1中，升温16度以上。

所述S2中，升温16度以上。

本发明的显著效果在于：福清核电目前已执行6次大修离线啜吸试验，共计对262根疑似破损组件进行了啜吸査漏，查找出6组破损燃料组件，均未回堆使用，在反应堆重新临界后，主系统的放化参数正常，判断没有破损燃料组件，因此该方法的准确率为100％。

具体实施方式

一种核电站燃料组件破损的判断方法，包括以下步骤：

S1：对正常的燃料组件加热(升温16度以上)，并记录正常组件升温前后的Xe-133活度变化值N0；

S2：对可疑的燃料组件加热(升温16度以上)，并记录可疑组件升温前后的Xe-133活度变化值N1；

当N1/N0＜2时，判断为正常组件；

当N1/N0≥2时，仍判断为可疑的燃料组件，进入S3；

S3：对S2中的可疑的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测：并对S1中未进行加热的燃料组件中水回路的Cs水样进行放射性检测；

1)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)测量方法的检测限≤4MBq/t；

2)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)≥12MBq/t；

3)水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)/未进行加热水样中(Cs-134的放射性活度+Cs-137的放射性活度)＞3；

当同时满足1)、2)、3)，且S2中N1/N0≥2时，判断为破损组件。