CN110729062A - 燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质 - Google Patents

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CN110729062A CN201910940605.1A CN201910940605A CN110729062A CN 110729062 A CN110729062 A CN 110729062A CN 201910940605 A CN201910940605 A CN 201910940605A CN 110729062 A CN110729062 A CN 110729062A
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Abstract

本发明公开了一种燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质，方法包括：确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析，本发明的方法可以降低其他因素对燃料完整性判断的影响，能有效准确的判断堆芯燃料组件的完整性，并预测燃料破口的大小，从而诊断机组状态，便于电厂提前制定有效干预措施，将燃料破损对机组运行的影响降至最低。

Description

燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质
技术领域
本发明涉及核电领域，尤其涉及一种燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质。
背景技术
核燃料组件是反应堆设计的重要组成部分，燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障，正常运行期间燃料所产生裂变产物包容在燃料组件包壳中。反应堆运行过程中燃料包壳如果发生破损，则包容在包壳中的裂变产物会释放到主回路中，影响核电站安全运营。因此电厂必须有明确的监测和评估手段，对燃料组件是否发生破损进行监测，能够准确的判断燃料组件是否发生破损，以确保运行期间采取有效控制措施，保障机组安全运行，并在大修期间及时采取有效检查策略，定位破损组件并确保其不再入堆使用。
国内外目前普遍采用WANO开发的燃料可靠性指标(FRI)对核燃料组件包壳破损进行监测和评估，但该指标使用的是I-131与I-134进行计算，而I-131和I-134从包壳内向主回路的释放，受破口大小、破损组件功率、堆芯装载方案等因素影响较大，对于很多情况并不能准确的给出判断结果。而由于粘附铀、净化树脂效率下降等原因，也会引起I-131和I-134的异常变化，可能造成对燃料完整性的误判。另外，FRI指标仅能分析燃料是否破损，无法进一步判断燃料破口的大小。
若误判燃料组件完整性，将影响堆芯控制策略，以及大修期间相关行动。若燃料未破损而误判为破损，将导致堆芯控制策略过于保守，并使得大修采取不必要行动，影响大修关键路径，增加电厂投入。若燃料破损而误判为未破损，则可能因未及时采取有效和必要的干预措施，导致燃料破损恶化(如二次氢化)，而大修期间未采取合理的行动，可能导致大修人员集体剂量增加，并可能导致破损组件在下循环再次入堆，对后续循环和大修产生影响。因此对裂变产物产生-迁移-释放过程进行建模分析，有效而精准的判断堆芯的燃料完整性，是非常有必要的。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述需求，提供一种燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种燃料组件包壳完整性分析及预测方法，用于核电站，所述方法包括：
确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。
其中，所述的由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线，包括：以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
其中，所述的根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析，包括：
若所述目标曲线的斜率趋于零，则判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了小破口；
若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了大破口。
其中，所述比值Ri/Bi基于如下公式计算得到：
Figure BDA0002222763700000031
其中，MC代表主回路冷却剂的质量，Yi为裂变产物的累积裂变产额，βn代表净化率常数，βa表示正常运行温度修正后的下泄流量与正常运行温度下稳压器之外的冷却剂体积的比值。
本发明另一方面还构造了一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，包括：
λi确定模块，用于确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
比值Ri/Bi确定模块，用于基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
曲线确定模块，由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
破损分析模块，用于根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。
其中，所述曲线确定模块具体用于以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
其中，所述破损分析模块包括：
破损与否判定子模块，用于在所述目标曲线的斜率趋于零时，判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
坡口大小定性子模块，用于在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内时，判定包壳出现了小破口；以及，在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围时，判定包壳出现了大破口。
其中，所述比值Ri/Bi基于如下公式计算得到：
Figure BDA0002222763700000041
其中，MC代表主回路冷却剂的质量，Yi为裂变产物的累积裂变产额，βn代表净化率常数，βa表示正常运行温度修正后的下泄流量与正常运行温度下稳压器之外的冷却剂体积的比值。
本发明另一方面还构造了一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，其特征在于，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如前任一项所述的方法的步骤。
本发明另一方面还构造了一种计算机可读存储介质，其特征在于，存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如前任一项所述的方法的步骤。
本发明的燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质，具有以下有益效果：基于对裂变产物的产生、迁移、释放的机理和特征进行研究，本发明只需选择一种具体的目标元素X，然后提供采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，可以计算释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi，由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线，根据曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析，本发明的方法可以降低其他因素对燃料完整性判断的影响，能有效准确的判断堆芯燃料组件的完整性，并预测燃料破口的大小，从而诊断机组状态，便于电厂提前制定有效干预措施，将燃料破损对机组运行的影响降至最低。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据提供的附图获得其他的附图：
图1是本发明的方法流程图结构示意图；
图2是本发明的实例一的机组A的目标曲线示意图；
图3是本发明的实例一的机组B的目标曲线示意图；
图4是本发明的实例二的机组D的目标曲线示意图；
图5是本发明的实例二的机组E的目标曲线示意图。
具体实施方式
为了便于理解本发明，下面将参照相关附图对本发明进行更全面的描述。附图中给出了本发明的典型实施例。但是，本发明可以以许多不同的形式来实现，并不限于本文所描述的实施例。相反地，提供这些实施例的目的是使对本发明的公开内容更加透彻全面。应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。
除非另有定义，本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本发明的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本发明的说明书中所使用的术语只是为了描述具体的实施例的目的，不是旨在于限制本发明。
在介绍本发明实施例之前，首先介绍本发明的原理。本发明通过对裂变产物的产生、迁移、释放的机理和特征进行研究，发现如果确定裂变产物释放率与产生率之比，则可以更加有效和准确的给出包壳破损的状态，下面以碘同位素为例进行阐述。
裂变产物的产生率为：Bi＝λiYi；
裂变产物的标准释放率为：Ri＝λi×A′i×MC，因为下泄回路有净化树脂，可以吸附I同位素，对堆芯冷却剂起到净化作用，因此需要对冷却剂中碘同位素进行净化修正，即：
Figure BDA0002222763700000061
以上公式中，βa＝Q1/V1，Q1代表正常运行温度修正后的下泄流量，V1代表正常运行温度下冷却剂体积(不含稳压器内的冷却剂)；βn代表净化率常数，是净化系统流量占反应堆主冷却及系统流量的比率，本发明中取2×10-5s-1；Ai为冷却剂活度，单位Bq/g或MBq/t，可以通过化学取样直接获得；Yi为裂变产物i的累积裂变产额，可通过查表获取；λi为裂变产物i的衰变常量，单位s-1，可通过查询该核素特征表获得；MC为主回路冷却剂的质量，对于CPR1000一般为202t。
主回路中裂变产物的来源包括：因包壳破损从燃料包壳内释放到主回路的裂变产物，以及主回路中的粘附铀产生的裂变产物。
1)主回路粘附铀产生的裂变产物
当无燃料破损时，裂变产物完全包容在包壳中，因此主回路裂变产物仅由主回路的粘附铀产生：
裂变产物i释放率修正为：Ri＝(λi+βi)AiMC，
Figure BDA0002222763700000071
βi表示裂变产生i在堆芯的净化率。
裂变产物i产生率修正为：Bi＝λiFYi
其中，Yi为燃料棒对应燃耗下裂变产物i的累积裂变产额；Yi T为粘附铀的燃耗下裂变产物i的累积裂变产额，由于辐照过程接近，一般忽略破损燃料棒的燃耗与堆芯粘附铀的燃耗可能不同，即认为Yi T＝Yi。
故主回路裂变产物
Figure BDA0002222763700000077
的表达为：
Figure BDA0002222763700000076
其中，F为燃料棒的平均裂变率(即燃料棒功率)，k为主回路粘附铀直接释放份额，FT为主回路粘附铀的平均裂变率，裂变次数/秒。这三项只与堆芯状态相关，而与裂变产物i本身核特性无关。
综上，当以核特性参数作为横坐标(比如λi)，以
Figure BDA0002222763700000075
纵坐标作双对数曲线时，各核素的连线与横坐标轴平行，即斜率为零。
2)燃料破损产生的裂变产物
当有燃料破损时，主回路裂变产物释放率与产生率之比包括两项，其中从破损燃料迁移到堆芯的贡献为
Figure BDA0002222763700000072
堆芯本身粘附铀的贡献为具体分析如下：
根据上述第1)部分的分析可知，粘附铀的
Figure BDA0002222763700000074
破损燃料棒芯块内产生的裂变产物i的表达式中的Ni修正为Ni＝FYi；
芯块内裂变产物从芯块中迁移需两个过程：一是，从芯块逃逸到包壳-芯块间隙，以νi表征裂变产物i的燃料芯块逃逸率系数，s-1；二是，从包壳-芯块间隙逃逸到主回路中，εi为裂变产物i的燃料棒逃逸率系数，s-1。
因此裂变产物i释放率：Ri＝(λi+βi)AiMC，
Figure BDA0002222763700000081
裂变产物i产生率：Bi＝λiFYi；
裂变产物从燃料芯块逃逸至燃料包壳与芯块间隙的过程，遵循反冲释放的模型，根据该模型，燃料芯块逃逸率系数vi可以简单表示为其中a为燃料温度和破损燃料棒数量的函数。a与εi在稳定条件下为常数。
综上，燃料破损导致的裂变产物迁移，主回路裂变产物
Figure BDA0002222763700000083
可表达为式(A)：
Figure BDA00022227637000000814
根据裂变产物从破损燃料棒释放过程的差异，包壳破口的尺寸一般分为以下三类：
第一类是小破口或细小裂纹：主回路水较难浸入包壳，裂变产物以惰性气体扩散释放为主，I同位素不释放或少量释放。此时εi＜＜λi，因此，式(A)中的εi+λi可以近似为λi，根据式(A)可得与
Figure BDA0002222763700000085
成比例，定义k为
Figure BDA0002222763700000086
曲线的斜率，假设i取p、q两个值，表达为
Figure BDA0002222763700000087
因此双对数坐标图中曲线斜率为-1.5(此处认为粘附铀很少，反冲释放
Figure BDA0002222763700000088
可以忽略)。可以理解的是，为了保证可靠性，建议尽量再多取几种I同位素，此时i的取值不止两个，不在适合利用上面的公式计算k，可以改用曲线拟合方法得到k。
第二类是大破口、二次氢化破口：主回路水较易浸入包壳，I与气体均可大量释放，过程以扩散为主。此时ε＞＞λi，因此，式(A)中的εi+λi可以近似为ε，根据式(A)可得
Figure BDA00022227637000000810
与
Figure BDA00022227637000000811
成比例，定义k为
Figure BDA0002222763700000089
曲线的斜率表达为
Figure BDA00022227637000000812
因此双对数坐标图中曲线斜率为-0.5(认为粘附铀很少，反冲释放
Figure BDA00022227637000000813
可以忽略)。
第三类是裸露燃料芯块破口：由于破口过大，裂变产物可直接与冷却剂接触，使得芯块中裂变产物的释放都以反冲释放为主。此时芯块裂变产物的释放机制几乎与粘附铀一致，但这种情况极其少见。而且这种情况，主回路放化数据已经非常高，无需利用
Figure BDA0002222763700000091
曲线进行破口判断。
因此，扩散受控释放的相对释放率与λi的双对数图斜率为-1.5(就非常轻微的泄漏而言)至-0.5(就大缺陷而言)不等。
基于以上分析，本发明构造了一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测方法，参考图1，本发明的方法包括，选择一种具体的目标元素X，执行如下处理步骤：
S101、确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
需要说的是，目标元素X的选择并不限定，只要有多种同位素即可，但是考虑到碘同位素有很多，比如有I-131、I-132、I-133、I-134、I-135，所以建议优选为碘元素。
S102、基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
S103、由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
具体的，可以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
如果同位素Xi只有两个，则直接根据斜率的公式拟合曲线
Figure BDA0002222763700000092
如果同位素Xi有两个以上，则可以采用最小二乘法等方法进行曲线拟合。
S104、根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。具体的，分为如下三种情况：
1)若所述目标曲线的斜率趋于零，则判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
2)若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了小破口；
3)若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了大破口。
优选地，所述方法还可以包括：首先，预先选择一种惰性气体元素为所述目标元素X执行如上的处理步骤，将得到的目标曲线作为参考曲线；然后，选择一种放射性元素为所述目标元素X执行如上的处理步骤，将得到的目标曲线与所述参考曲线进行对比分析，两者的漂移越大，则判定沾污情况越严重。
基于同一发明构思，本发明还构造了一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，包括：
λi确定模块，用于确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
比值Ri/Bi确定模块，用于基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
曲线确定模块，由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
破损分析模块，用于根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。
其中，所述曲线确定模块具体用于以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
其中，所述破损分析模块包括：
破损与否判定子模块，用于在所述目标曲线的斜率趋于零时，判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
坡口大小定性子模块，用于在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内时，判定包壳出现了小破口；以及，在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围时，判定包壳出现了大破口。
其中，所述比值Ri/Bi基于如下公式计算得到：
Figure BDA0002222763700000111
其中，MC代表主回路冷却剂的质量，Yi为裂变产物的累积裂变产额，βn代表净化率常数，βa表示正常运行温度修正后的下泄流量与正常运行温度下稳压器之外的冷却剂体积的比值。
更多内容可以参考上述的方法部分，此处不再赘述。
上述描述涉及各种模块。作为非限制性例子，本发明在实施例中可以由一种或多种处理器执行软件指令。需要指出的是，上文对各种模块的描述中，分割成这些模块，是为了说明清楚。然而，在实际实施中，各种模块的界限可以是模糊的。例如，本文中的任意或所有功能性模块可以共享各种硬件和/或软件元件。又例如，本文中的任何和/或所有功能模块可以由共有的处理器执行软件指令来全部或部分实施。另外，由一个或多个处理器执行的各种软件子模块可以在各种软件模块间共享。相应地，除非明确要求，本发明的范围不受各种硬件和/或软件元件间强制性界限的限制。
基于同一发明构思，本发明还构造了一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如上述方法的步骤。
基于同一发明构思，本发明还构造了一种计算机可读存储介质，存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如上述方法的步骤。
下面给出两个本发明的两个具体应用实例。
实例一：
阳江核电厂机组A为干净堆芯I同位素的测量值，而机组B因N-1循环燃料破损严重，第N循环放化数据远高于机组A，实测数据详见表1。由于放化数据差异过大，导致无法判断是N-1循环破损燃料产生的粘附铀导致的，还是N循环又产生了新的破损。
表1：机组A与机组B堆芯实测放化数据
Figure BDA0002222763700000121
若误判燃料组件完整性，将影响堆芯控制策略，以及大修期间相关行动。若机组B第N循环燃料未破损，仅是由粘附铀导致的放化数据偏高，而误判为破损，将导致堆芯控制策略过于保守，并使得大修采取不必要行动，影响大修关键路径，增加电厂投入。
若机组B第N循环燃料破损发生了破损，而误判为粘附铀导致，则可能因未及时采取有效和必要的干预措施，导致燃料破损恶化(如二次氢化)。并且大修期间因未采取合理的干预措施，可能导致大修人员集体剂量增加，并可能导致破损组件在下循环再次入堆，对后续循环和大修产生影响。因此对裂变产物产生-迁移-释放过程进行建模分析，有效而精准的判断堆芯的燃料完整性，是非常有必要的。
我们利用以上本发明的方法，利用机组A与机组B干净堆芯时的释放率与产生率之比，进行绘图(绘图功能并非必须，本实例是为了便于说明将曲线绘制出来)，如图2、图3。对比图2、图3可得如下结论，并且与前述理论分析结论吻合较好：
1)因曲线均与λi无线性关系，机组A与机组B堆芯的I同位素均来自于粘附铀，无燃料破损情况下，无论有无粘附铀，
Figure BDA0002222763700000136
曲线整体平稳；
2)机组B因有粘附铀机组
Figure BDA0002222763700000135
曲线高于干净堆芯，因机组B的沾污情况较为严重；
3)另外，若将惰性气体绘制到图中，可以得出在无燃料破损情况下，碘同位素曲线与惰性气体
Figure BDA0002222763700000133
曲线基本处于同一水平。
对于上述结论，可以得出机组B放化数据较高主要是由堆芯粘附铀导致，机组B燃料组件完整性良好，无需采取干预措施。
实例二：
阳江核电厂机组D与机组E均发生了燃料破损，虽然FRI指标均表征燃料出现了破损，但放化数据差异较小，无法确定破口大小及后续恶化的可能性(二次氢化概率)，并根据燃料状态和二次氢化可能性给出机组控制建议。也无法分析破损可能产生的原因，不利于后续破损原因查找及反馈。
利用机组D与机组E干净堆芯时的释放率与产生率之比，进行绘图，如图4、图5，求得他们
Figure BDA0002222763700000134
的斜率分别为：机组D，0.597；机组E-1.02。
机组D燃料破损后曲线斜率为-0.597，应为大破口，考虑异物磨蚀一般为中小破口，因此燃料可能已经产生了二次氢化，为避免进一步恶化需尽量避免减载和停备。而机组E燃料破损后曲线斜率为-1.02，比小破口或细小裂纹要大，但小于大破口，因此异物磨蚀可能性较高，但未产生二次氢化，可以适当安排调峰减载。
根据上述建议，机组D与机组E放化数据异常后机组控制均处于稳定水平，即确保了燃料包壳缺陷没有进一步恶化，又保障了电厂的调峰减载能力和发电效益。
电厂在停堆后定位了机组D与机组E的破损组件，经过衰变2年后进行了拔棒检查，确定机组E破损燃料棒为异物轻微磨蚀产生的较小的贯穿性破口，而机组D为二次氢化爆破式大破口，结论与理论模型分析基本一致。
综上所述，本发明的燃料组件包壳完整性分析及预测方法、系统及存储介质，具有以下有益效果：基于对裂变产物的产生、迁移、释放的机理和特征进行研究，本发明只需选择一种具体的目标元素X，然后提供采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，可以计算释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi，由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线，根据曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析，本发明的方法可以降低其他因素对燃料完整性判断的影响，能有效准确的判断堆芯燃料组件的完整性，并预测燃料破口的大小，从而诊断机组状态，便于电厂提前制定有效干预措施，将燃料破损对机组运行的影响降至最低。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种燃料组件包壳完整性分析及预测方法，用于核电站，其特征在于，所述方法包括：
确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述的由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线，包括：以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述的根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析，包括：
若所述目标曲线的斜率趋于零，则判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了小破口；
若出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围内，则判定包壳出现了大破口。
4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述比值Ri/Bi基于如下公式计算得到：
Figure FDA0002222763690000021
其中，MC代表主回路冷却剂的质量，Yi为裂变产物的累积裂变产额，βn代表净化率常数，βa表示正常运行温度修正后的下泄流量与正常运行温度下稳压器之外的冷却剂体积的比值。
5.一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，其特征在于，包括：
λi确定模块，用于确定目标元素X的多种同位素Xi的裂变产物的衰变常量λi；
比值Ri/Bi确定模块，用于基于采样得到的各种裂变产物的冷却剂活度Ai，计算各种裂变产物的释放率Ri与产生率Bi的比值Ri/Bi；
曲线确定模块，由所述比值Ri/Bi的对数F(Ri/Bi)和衰变常量λi的对数F(λi)确定目标曲线；
破损分析模块，用于根据所述目标曲线的斜率确定是否出现包壳是否破损以及对破口的大小进行定性分析。
6.根据权利要求5所述的系统，其特征在于，所述曲线确定模块具体用于以对数F(λi)为自变量，以对数F(Ri/Bi)为因变量，进行曲线拟合得到所述目标曲线。
7.根据权利要求5所述的系统，其特征在于，所述破损分析模块包括：
破损与否判定子模块，用于在所述目标曲线的斜率趋于零时，判定包壳没有出现破损，否则判定包壳出现了破损；
坡口大小定性子模块，用于在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-1.5的差值在误差范围内时，判定包壳出现了小破口；以及，在出现了破损且所述目标曲线的斜率与-0.5的差值在误差范围时，判定包壳出现了大破口。
8.根据权利要求5所述的系统，其特征在于，所述比值Ri/Bi基于如下公式计算得到：
Figure FDA0002222763690000031
其中，MC代表主回路冷却剂的质量，Yi为裂变产物的累积裂变产额，βn代表净化率常数，βa表示正常运行温度修正后的下泄流量与正常运行温度下稳压器之外的冷却剂体积的比值。
9.一种核电站燃料组件包壳完整性分析及预测系统，其特征在于，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如权利要求1-4任一项所述的方法的步骤。
10.一种计算机可读存储介质，其特征在于，存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现如权利要求1-4任一项所述的方法的步骤。
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