[发明专利]用于分析和判断核燃料组件破损的方法

说明书

本发明公开了一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，包括如下步骤：反应堆在满功率或低功率平台连续运行，运行时间大于第一时间段，当监测到第一情况发生时满足第一条件；反应堆持续降功率，当监测到第二情况发生时满足第二条件；反应堆停堆，停堆第二时间段后，当监测到第三情况时满足第三条件；反应堆再启堆到预设功率平台运行，当监测到第四情况时满足第四条件；以及当第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时，则判断反应堆的核燃料组件发生破损。本发明的用于分析和判断核燃料组件破损的方法提高了判断核燃料发生破损的准确率。

技术领域

本发明是关于核燃料组件检测分析方法，特别是关于一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法。

背景技术

核燃料破损是指燃料包壳完整性失效，可以是燃料包壳出现开裂，贯穿性破口、小孔，或者穿透性裂纹等。核燃料破损带来的直接和间接经济损失是巨大的，按照现在的燃料管理策略和国际通行的做法，包壳完整性失效的燃料组件在破损修复前不能继续入堆运行。核燃料破损除了直接的燃料损失外，还会增加其它间接的损失，如下：(1)核电厂会增加大修的工期，间接减少发电时间，造成经济损失；(2)电厂需要紧急换料设计，增加了换料风险；(3)电厂需要重新开展换料的执照申请，同时向国家核安全局汇报，给工作人员增加不必要的工作量；(4)破损的燃料组件需要检查、维修、评估等，间接造成经济损失；(5)会增加核电厂维修人员辐射剂量；(6)废水的处理会成倍增加，间接造成经济损失。因此，及时确认核燃料破损，减少破损燃料的泄露率，是核电厂运营的重要工作之一。

目前核电厂主要通过基于碘同位素的FRI(Fuel Reliability Index)燃料可靠性指标法来判断核燃料是否发生破损。基于碘同位素的FRI指标法包括如下步骤：(1)当机组稳态功率水平大于等于85％满功率，且至少连续运行三天时；(2)对反应堆一回路冷却剂进行取样，分析碘-131、碘-132、碘-133、碘-134、碘-135的活度值；(3)分析碘-131、碘-132、碘-133、碘-134、碘-135的活度值，通过针对残存作用、功率水平修正，并根据常规净化率和平均线性生热率进行了归一化处理的稳态一回路冷却剂中，得到综合碘-131leq的活度；(4)通过综合碘-131leq、碘-134的活度值，并根据如下公式计算相应的FRI数值：FRI＝[(A₁₃₁)_N-k(A₁₃₄)_N]×[(L_n/LHGR)×(100/P₀)]^1.5，其中，(A₁₃₁)_N为归一到公共净化因子的稳态冷却剂中平均碘-131的活度；k为残留铀修正系数；(A₁₃₄)_N为归一到公共净化因子的稳态冷却剂中平均碘-134的活度；Ln为归一基准的线功率；LHGR为机组100％功率的平均线功率；P₀为与指标相关的活度测量时的平均堆功率；以及(5)对所述FRI数值进行分析，确定核燃料是否破损。如果FRI0.037，则核燃料无破损；如果0.037FRI19，则核燃料疑似破损；如果FRI19，则反应堆的堆芯存在一根或多根燃料棒破损。

目前核电厂主要通过基于碘同位素的FRI(Fuel Reliability Index的缩写)燃料可靠性指标法来判断核燃料是否发生破损。然而，通过基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标法具有如下缺陷：(1)基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标来判断核燃料是否发生破损的方法过于单一，应该配合其它方法共同完成对核燃料的破损进行判断。(2)基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标来判断核燃料是否发生破损的方法在数据采集上有一定局限性，如在低于85％功率核燃料发生破损则无法实施。

公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。

发明内容

本发明的目的在于提供一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其能够提高判断核燃料发生破损的准确率。