CN111145923A - 核电站乏燃料组件破损的检测方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其包括以下步骤：1)将保温密闭筒体置于燃料水池中，并向燃料水池注入去离子水；2)将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件装入保温密闭筒体内，并用顶盖封盖保温密闭筒体；3)对保温密闭筒体充气排水，并保压检漏；4)对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温；以及5)从保温密闭筒体取样，并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr‑85放射性浓度检测。相对于现有技术，本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法通过保温密闭筒体抽真空、电加热和Kr‑85放射性浓度加压测量技术，加速乏燃料组件中Kr‑85的释放，增加Kr‑85的总活度，提高Kr‑85放射性浓度测量准确性，准确判断乏燃料组件的完整性。

Description

核电站乏燃料组件破损的检测方法

技术领域

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站乏燃料组件破损的检测方法。

背景技术

核电站的燃料水池内存放大量的乏燃料组件，大部分乏燃料组件在燃料水池内长期储存、冷却过程中会出现组件破损。此时，乏燃料组件内的放射性裂变核素和裂变气体会通过破损的缝隙进入燃料水池，直接造成燃料水池的放射性活度增加和燃料操作厂房气载放射性浓度升高，对核电站的内照射防护产生不利影响。

目前，针对乏燃料组件完整性检测主要有在线啜吸检查和燃料水池的离线啜吸检查。

破损组件在线啜吸检测方法的工作原理是：利用乏燃料组件在卸料机的固定套筒内上升到上部位置时，燃料组件所受压力减小，加速裂变气体从破损的燃料组件内向外释放。在线啜吸检测装置的吹气管从套筒底部注入压缩空气，气流将燃料组件释放的裂变气体带至套筒内顶部，位于顶部的吸气管抽吸这部分气体并送往γ放射性活度测量系统，检测气体中Xe-133的放射性活度，进而判断乏燃料组件的完整性。

破损组件离线啜吸检测方法的工作原理是：将燃料水池内存放时间较短的乏燃料组件放置在密封的啜吸筒内，通过循环加热回路将啜吸筒内水的温度控制在95℃以内，破损组件中裂变气体向啜吸筒释放并上升至啜吸筒的顶部。通过啜吸筒顶部的气体抽吸管线将气体抽吸并送往γ放射性活度测量系统，检测气体中Xe-133的放射性活度，进而判断乏燃料组件的完整性。

研究发现，新更换的乏燃料组件内主要裂变惰性气体核素包括Xe-133m、Xe-133、Xe-135、Xe-138、Kr-85m、Kr-85、Kr-87和Kr-88。这些核素中，只有Kr-85的半衰期较长，对于在燃料水池贮存时间2年以上的乏燃料组件，组件内半衰期较短的裂变气体核素(Xe-133m、Xe-133、Xe-135、Xe-138、Kr-85m、Kr-87和Kr-88)基本衰变成其他非气态放射性核素，组件内裂变气态核素只有半衰期为10.72年的Kr-85。

综上分析可知，在线啜吸检测和离线啜吸检测只适用于新更换的乏燃料组件完整性检测。对于在燃料水池贮存时间2年以上的乏燃料组件，在线啜吸检测和离线啜吸检测无法实现乏燃料组件完整性的检测。

为了克服上述缺陷，业界提出了乏燃料组件破损检查的Kr-85检漏方法，其工作原理是：将乏燃料组件放置在装有水的密闭容器中，密闭容器排水、密闭容器空气吹扫，密闭容器加热至80℃±10℃，保温贮存40小时，自然冷却至40℃、抽真空(真空度-0.05MPa)，对抽取的气体干燥除湿、气体液氮冷却、活性炭捕集和活性炭捕集样品的γ能谱测量分析，根据分析结果判断燃料组件的完整性。

但是，Kr-85检漏方法给密闭容器及乏燃料组件加热至80℃±10℃，保温贮存40小时，乏燃料组件温度较低不利于组件内惰性气体通过破损的缝隙向密闭容器释放；保温贮存40小时，耗时长，其工作效率较低；此外，Kr-85的γ射线产额仅为0.43％，使用γ能谱测量，其探测限较高，不利于破损的乏燃料组件的完整性检测和判断。

有鉴于此，确有必要提供一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其可实现在燃料水池贮存时间2年以上的乏燃料组件完整性的检测。

发明内容

本发明的发明目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其可实现在燃料水池贮存时间2年以上的乏燃料组件完整性的检测。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其包括以下步骤：

1)将保温密闭筒体置于燃料水池中，并向燃料水池注入去离子水；

2)将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件装入保温密闭筒体内，并用顶盖封盖保温密闭筒体；

3)对保温密闭筒体充气排水，并保压检漏；

4)对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温；以及

5)从保温密闭筒体取样，并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr-85放射性浓度检测。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤2)中，装入的乏燃料组件的上端有2.8m以上水屏蔽层。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤3)中，所述保温密闭筒体的底部设有排水漏斗，排水漏斗连接有排水管道，所述保温密闭筒体内的水经排水漏斗和排水管道进入燃料水池。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤3)中，所述保温密闭筒体连接有管道和压力表，压缩空气经管道向所述保温密闭筒体充气加压至0.35MPa±0.05MPa，并观察压力表的压力变化。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤4)中，所述保温密闭筒体通过管道连接有泵，通过泵和管道将所述保温密闭筒体内部的气体排出，直至所述保温密闭筒体的压力降低至0.07MPa±0.005MPa。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤4)中，所述保温密闭筒体连接有闭式循环回路，围绕所述乏燃料组件设有电加热器，电加热器将乏燃料组件和保温密闭筒体内的空气快速加热至380℃±10℃。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤4)中，所述闭式循环回路连接于所述保温密闭筒体的底部设有喷射器，喷射器将循环气体快速喷射至保温密闭筒体。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤4)中，所述乏燃料组件和保温密闭筒体内部空气温度均匀并在380℃±10℃下保温12～15小时。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤5)中，所述保温密闭筒体通过管道连接有泵、换热器、过滤器和设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤5)中，所述保温密闭筒体通过管道还连接有气体取样瓶，气体取样瓶的取样气体压力为0.3MPa±0.05MPa。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，步骤5)中，如果测量过程中Kr-85放射性浓度高于设定阈值时，气体放射性浓度测量装置触发报警，表明被检测的乏燃料组件有破损，被检测的乏燃料组件分区贮存；如果气体放射性浓度测量装置未触发报警，表明乏燃料组件未破损，乏燃料组件继续贮存或送往乏燃料处理厂进行后处理。

作为本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的一种改进，核电站乏燃料组件破损的检测方法进一步包括：完成乏燃料组件破损检测后，使用压缩空气吹扫保温密闭筒体内部空气，并排出保温密闭筒体，降低保温密闭筒体内部空气温度；当保温密闭筒体内部空气温度在25℃～35℃时，利用气体吹扫将残留的气体排空；开启顶盖，取出乏燃料组件并在相应区域贮存。

与现有技术相比，本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法具有以下优点：

1)保温密闭筒体采用抽真空、电加热技术和Kr-85放射性浓度加压测量技术，加速乏燃料组件中Kr-85的释放，增加测量腔体内Kr-85的总活度，进而提高Kr-85放射性浓度测量准确性，准确判断乏燃料组件的完整性。

2)采用排水漏斗和压缩空气冲排气技术，尽可能排干保温密闭筒体内部的水，降低内部空气湿度。

3)采用气体闭式循环和喷射技术，保证气体混合充分，保温密闭筒体内部温度均匀，防止局部过热。

4)采用气体换热、干燥、过滤与β射线测量技术，保证注入至测量腔体的气体温度适宜、干燥且无气溶胶杂质。根据Kr-85释放β射线的产额高达99.56％和γ射线产额0.43％的特性，采用耐压β灵敏探测器测量Kr-85的放射性浓度，测量时间2小时，降低放射性统计涨落影响，提高Kr-85的测量精度和准确性。

本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法操作简便，合理利用核电厂燃料水池的水层屏蔽条件，有效保证乏燃料操作过程中运行人员的外照射防护安全。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法及其技术效果进行详细说明，其中：

图1是本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法的流程图。

图2是本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法采用的检测装置的结构示意图。

图3是本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法中，电加热器在乏燃料组件周围的分布示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

请参照图1和图2所示，本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法包括以下步骤：

第一步，将保温密闭筒体10置于核电厂燃料厂房的燃料水池中，并向燃料水池注入去离子水；

第二步，将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件13装入保温密闭筒体10内，并用顶盖9封盖保温密闭筒体10，检查并确认所有的阀门都处于关闭状态。乏燃料组件13装入过程中，确保乏燃料组件上端部有2.8m以上水屏蔽层，保证乏燃料组件13装入保温密闭筒体10的过程中，工作人员接受的辐照剂量率控制在10μSv/h以内。

第三步，对保温密闭筒体10充气排水，并保压检漏：开启图2中电动阀3和电动阀门6，使用核电厂的燃料厂房内压缩空气通过管道8向保温密闭筒体10内充气，保温密闭筒体内10的水经保温密闭筒体的底部设置的排水漏斗55和排水管道1排入燃料水池。完成排水后，继续为保温密闭筒体10充排气，降低保温密闭筒体10内的气体湿度。进行保温密闭筒体10的保压检漏时，关闭电动阀门3，使用压缩空气经管道8向保温密闭筒体10充气加压至0.35MPa，观察压力表4的压力变化。

第四步，对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温：

保温密闭筒体10抽真空：关闭电动阀门6，依次开启电动阀门16,、20、44，泵17。通过泵17和管道53将保温密闭筒体10内部气体排往燃料厂房的通风管道内。观察压力表4和15，待保温密闭筒体10的压力降低至0.07MPa(真空度为-0.03MPa)停止抽真空。

保温密闭筒体10的空气闭式循环、加热和保温：开启电动阀门18，关闭电动阀门20和44。气体经管道45和46送回保温密闭筒体10，建立气体闭式循环回路。开启图3中8组电加热器12为乏燃料组件13和保温密闭筒体10内部空气快速加热至380℃±10℃。

喷射器19将循环气体快速喷射至保温密闭筒体10，防止电加热器周围温度过热，保证乏燃料组件13和保温密闭筒体10内部空气温度均匀并保持在380℃±10℃。在此条件下，乏燃料组件13和保温密闭筒体10的内部空气保温12小时。通过保温密闭筒体10内部低压和380℃±10℃高温两项措施，加速破损乏燃料组件内惰性气体Kr-85通过破损缝隙向保温密闭筒体10释放。在喷射器19作用下，保温密闭筒体10的空气快速混合均匀。

第五步，从保温密闭筒体取样，并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr-85放射性浓度检测：

保温密闭筒体10的空气测量与取样：继续保持空气闭式循环，依次开启电动阀门38、29、21和20，并开启泵30。从循环管道45中抽取部分气体经换热器23将温度降低至30℃，降温后的气体经干燥器25和气溶胶高效过滤器27去除气体中的水蒸气与气溶胶粒子，保证用于测量的气体是干燥且不含放射性气溶胶粒子，减少其他放射性核素对测量结果的干扰，提高Kr-85放射性活度测量准确性。

过滤后的气体经泵30注入气体放射性活度测量空腔41内，观察压力表39的读数，空腔内压力达到1MPa时，关闭电动阀门38，停止气体注入。由耐压β灵敏探测器组成的气体放射性浓度测量装置41完成空腔内Kr-85放射性浓度测量，测量时间为2小时。

开启电动阀门31、32和35，由管道48、49、50和气体取样瓶33完成气体取样，取样气体压力为0.3MPa。保存气体样品供电厂实验室复核分析。完成取样后先关闭电动阀门20、21和29，再关闭泵30和阀门31、32和35。

第六步，乏燃料组件完整性判定：测量过程中，当空腔中的Kr-85放射性浓度高于设定阈值时，气体放射性浓度测量装置41触发报警，表明被检测的乏燃料组件13有破损，该组件应分区贮存；整个测量过程中，如果气体放射性浓度测量装置41未触发报警，表明乏燃料组件13未破损，此时该组件应继续贮存或送往乏燃料处理厂进行后处理。

第七步，乏燃料组件13卸料：完成乏燃料组件13的完整性检测后，确认电动阀门21、29、31、32、35、36、37、38、42、43和44，泵30均处于关闭状态。开启电动阀门6和44，使用压缩空气为吹扫保温密闭筒体10内部空气，并通过泵17和管道53排向燃料厂房的排风管道内，降低保温密闭筒体10内部空气温度。观察温度表5和14的读数变化。当保温密闭筒体10内部空气温度低于35℃时，开启电动阀门54、31、36、37、38、42和43，利用管道54的气体吹扫气体取样回路和气体放射性活度测量回路，将残留的气体排空。开启顶盖9，取出乏燃料组件13并在相应区域贮存。

根据本发明的一个替代实施方式，第七步中，可以在顶盖处增加导管插入红外温度计，使用红外温度计取代温度表5和14。观察温度表5和14的读数变化。当保温密闭筒体10内部空气温度低于100℃时，停止压缩空气吹扫，改用除盐水冷却保温密闭筒体10内乏燃料组件和空气，改用压缩空气吹扫气体取样和测量回路。

根据本发明的一个替代实施方式，可以采用Kr-85在线纯化、分离和浓缩装置替换气体放射性浓度测量装置41，将气体中的Kr-85纯化并分离并浓缩，使用高纯锗γ灵敏探测器测量纯化后Kr-85活度，进而判断乏燃料组件13的完整性。

结合以上对本发明的具体实施方式的详细描述可以看出，与现有技术相比，本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法具有以下优点：

1)保温密闭筒体采用抽真空、电加热技术和Kr-85放射性浓度加压测量技术，加速乏燃料组件中Kr-85的释放，增加测量腔体内Kr-85的总活度，进而提高Kr-85放射性浓度测量准确性，准确判断乏燃料组件的完整性。

2)采用排水漏斗和压缩空气冲排气技术，尽可能排干保温密闭筒体内部的水，降低内部空气湿度。

3)采用气体闭式循环和喷射技术，保证气体混合充分，保温密闭筒体内部温度均匀，防止局部过热。

4)采用气体换热、干燥、过滤与β射线测量技术，保证注入至测量腔体的气体温度适宜、干燥且无气溶胶杂质。根据Kr-85释放β射线的产额高达99.56％和γ射线产额0.43％的特性，采用耐压β灵敏探测器测量Kr-85的放射性浓度，测量时间2小时，降低放射性统计涨落影响，提高Kr-85的测量精度和准确性。

本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法操作简便，合理利用核电厂燃料水池的水层屏蔽条件，有效保证乏燃料操作过程中运行人员的外照射防护安全。。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (12)

1.一种核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，包括以下步骤：

1)将保温密闭筒体置于燃料水池中，并向燃料水池注入去离子水；

2)将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件装入保温密闭筒体内，并用顶盖封盖保温密闭筒体；

3)对保温密闭筒体充气排水，并保压检漏；

4)对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温；以及

5)从保温密闭筒体取样，并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr-85放射性浓度检测。

2.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤2)中，装入的乏燃料组件的上端有2.8m以上水屏蔽层。

3.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤3)中，所述保温密闭筒体的底部设有排水漏斗，排水漏斗连接有排水管道，所述保温密闭筒体内的水经排水漏斗和排水管道进入燃料水池。

4.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤3)中，所述保温密闭筒体连接有管道和压力表，压缩空气经管道向所述保温密闭筒体充气加压至0.35MPa±0.05MPa，并观察压力表的压力变化。

5.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤4)中，所述保温密闭筒体通过管道连接有泵，通过泵和管道将所述保温密闭筒体内部的气体排出，直至所述保温密闭筒体的压力降低至0.07MPa±0.005MPa。

6.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤4)中，所述保温密闭筒体连接有闭式循环回路，围绕所述乏燃料组件设有电加热器，电加热器将乏燃料组件和保温密闭筒体内的空气快速加热至380℃±10℃。

7.根据权利要求6所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤4)中，所述闭式循环回路连接于所述保温密闭筒体的底部设有喷射器，喷射器将循环气体快速喷射至保温密闭筒体。

8.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤4)中，所述乏燃料组件和保温密闭筒体内部空气温度均匀并在380℃±10℃下保温8小时～12小时。

9.根据权利要求1所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤5)中，所述保温密闭筒体通过管道连接有泵、换热器、过滤器和设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置。

10.根据权利要求9所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤5)中，所述保温密闭筒体通过管道还连接有气体取样瓶，气体取样瓶的取样气体压力为0.3MPa±0.05MPa。

11.根据权利要求9所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，步骤5)中，如果测量过程中Kr-85放射性浓度高于设定阈值时，气体放射性浓度测量装置触发报警，表明被检测的乏燃料组件有破损，被检测的乏燃料组件分区贮存；如果气体放射性浓度测量装置未触发报警，表明乏燃料组件未破损，乏燃料组件继续贮存或送往乏燃料处理厂进行后处理。

12.根据权利要求1至11中任一项所述的核电站乏燃料组件破损的检测方法，其特征在于，进一步包括：完成乏燃料组件破损检测后，使用压缩空气吹扫保温密闭筒体内部空气，并排出保温密闭筒体，降低保温密闭筒体内部空气温度；当保温密闭筒体内部空气温度在25℃～35℃时，利用气体吹扫将残留的气体排空；开启顶盖，取出乏燃料组件并在相应区域贮存。

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