CN114936344A - 一种核电站燃料组件破损监控的评价方法 - Google Patents

一种核电站燃料组件破损监控的评价方法 Download PDF

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Abstract

本发明提供了一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe‑133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe‑133活度值，依据所述Xe‑133活度值判定燃料组件是否发生破损。本发明提供的评价方法能够广泛应用于压水堆燃料组件的破损评价，尤其适用于只有氙的增长而未出现碘的增长类型的破损情况。

Description

一种核电站燃料组件破损监控的评价方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，涉及一种评价方法，尤其涉及一种核电站燃料组件破损监控的评价方法。
背景技术
燃料组件作为核电站的第一道安全屏障，其完整性直接关系到核电站的安全性、可靠性和经济性。近年来，随着燃料组件制造工艺的不断提升，燃料可靠性得到了明显改善。但是随着我国核电机组规模的不断扩大，在实际的反应堆运行过程中，燃料组件在运行期间发生破损的现象也在不断出现。
目前，机组正常运行期间，核电厂会定期对机组一回路的冷却剂进行放射性核素化学分析，通过分析冷却剂中的I、Xe、Kr、Ce等相关核素的放射性活度水平，建立这些核素的趋势分析和跟踪，以实现对燃料组件包壳完整性的及时评价。现有的包壳完整性评价技术主要是对放射性核素的数值变化进行定性的分析跟踪，以实现对包壳完整性的定性评价。
研究人员通过分析近年来各核电厂发生燃料组件破损的案例发现，一旦发生燃料组件破损，破损缺陷的大小及形态与一回路放射性核素的数量变化紧密相关。如果包壳破损程度较大，一回路中不仅能够检测到Xe相关核素的增长，还能检测到I相关核素的增长；如果包壳破损程度较小，如“紧密”型破口缺陷，可能仅发现Xe、Kr等核素的增长，I的相关核素不一定发生增长。
因此，本发明考虑制定一种计算方法，通过对一回路中的相关核素的数据进行处理，并考虑不同机组的特点，对相关的参数进行归一化处理，计算结果用来评价机组是否发生燃料组件破损，以及破损的程度如何。考虑到燃料组件发生小破口及大破口的情形下，均会在一回路中发现氙的增长，因此，本发明考虑使用Xe的数值来进行计算分析。
发明内容
针对现有技术存在的不足，本发明的目的在于提供一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法能够广泛应用于压水堆燃料组件的破损评价，尤其适用于只有氙的增长而未出现碘的增长类型的破损情况。
为达此目的，本发明采用以下技术方案：
本发明提供了一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
本发明依据化学取样分析中所测得的Xe-133和Xe-138核素的放射性活度数值定量计算评价燃料组件的破损情况，这种评价方法能够广泛应用于压水堆燃料组件的破损评价，尤其适用于只有氙的增长而未出现碘的增长类型的破损情况。各核电厂可参照本发明对燃料组件的状态作出评价，同时由于评价方法考虑了归一化处理，不同核电厂燃料组件的破损程度可依据计算结果来实现横向比较。
优选地，所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上，至少持续稳定运行3天。
本发明中，稳定运行工况下的电厂功率变化可以为±1％功率水平、±2％功率水平、±3％功率水平、±4％功率水平或±5％功率水平，持续稳定运行天数可以为3天、4天、5天、6天、7天、8天、9天或10天，但并不仅限于所列举的数值，该数值范围内其他未列举的数值同样适用。
优选地，所述Xe-133活度值的计算公式为：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
其中，FRIXe是归一化后Xe-133活度计算值；
c133是下泄系统气相中Xe-133百分比，取值为1.3；
A133是稳态下一回路Xe-133浓度测量值，单位为Bg/g；
k138是裂变源为30％U-235和70％Pu-239时的Xe-133/Xe-138反冲比，取值为1.36；
A138是稳态下一回路Xe-138浓度测量值，单位为Bg/g；
LN是基准线功率密度，压水堆统一取值为18KW/m；
LHGR是机组实际的满功率平均线功率密度，取值为各核电厂根据实际机组设计参数确定，单位为KW/m；
Po是测量Xe-133时的反应堆平均功率。
优选地，所述Po的取值≥85％功率水平，以获得更为可靠的指标值，例如可以是85％功率水平、86％功率水平、87％功率水平、88％功率水平、89％功率水平、90％功率水平、91％功率水平、92％功率水平、93％功率水平、94％功率水平或95％功率水平，但并不仅限于所列举的数值，该数值范围内其他未列举的数值同样适用。
优选地，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损的具体评价标准为：
(1)当FRIXe≤3.7Bg/g时，判定燃料组件未发生破损；
(2)当FRIXe≥3700Bg/g时，判定燃料组件已发生破损；
(3)当3.7Bg/g＜FRIXe＜3700Bg/g时，无法判定燃料组件是否发生破损。
通过分析近年来国内外核电厂燃料组件破损的放化数据发现：对于因燃料组件破损导致的Xe-133的增长，一般均会出现FRIXe的计算值大于3700Bg/g；而若燃料组件未发生破损的话，FRIXe处于非常低的水平，一般小于3.7Bg/g，甚至为负数。
作为本发明优选的技术方案，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上，至少持续稳定运行3天。
所述Xe-133活度值的计算公式为：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
其中，FRIXe是归一化后Xe-133活度计算值；
c133是下泄系统气相中Xe-133百分比，取值为1.3；
A133是稳态下一回路Xe-133浓度测量值，单位为Bg/g；
k138是裂变源为30％U-235和70％Pu-239时的Xe-133/Xe-138反冲比，取值为1.36；
A138是稳态下一回路Xe-138浓度测量值，单位为Bg/g；
LN是基准线功率密度，压水堆统一取值为18KW/m；
LHGR是机组实际的满功率平均线功率密度，取值为各核电厂根据实际机组设计参数确定，单位为KW/m；
Po是测量Xe-133时的反应堆平均功率，取值≥85％功率水平。
依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损的具体评价标准为：
(1)当FRIXe≤3.7Bg/g时，判定燃料组件未发生破损；
(2)当FRIXe≥3700Bg/g时，判定燃料组件已发生破损；
(3)当3.7Bg/g＜FRIXe＜3700Bg/g时，无法判定燃料组件是否发生破损。
本发明所述的数值范围不仅包括上述例举的点值，还包括没有例举出的上述数值范围之间的任意的点值，限于篇幅及出于简明的考虑，本发明不再穷尽列举所述范围包括的具体点值。
与现有技术相比，本发明的有益效果为：
本发明依据化学取样分析中所测得的Xe-133和Xe-138核素的放射性活度数值定量计算评价燃料组件的破损情况，这种评价方法能够广泛应用于压水堆燃料组件的破损评价，尤其适用于只有氙的增长而未出现碘的增长类型的破损情况。各核电厂可参照本发明对燃料组件的状态作出评价，同时由于评价方法考虑了归一化处理，不同核电厂燃料组件的破损程度可依据计算结果来实现横向比较。
具体实施方式
下面通过具体实施方式来进一步说明本发明的技术方案。
实施例1
本实施例提供一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
本实施例中，所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上持续稳定运行3天以上。
本实施例所选取某压水堆核电厂正常运行期间的具体参数为：
LHGR：18.76KW/m；取样时刻的功率Po为99.5。
测量实际得到的Xe-133和Xe-138的活度数据为：
A133＝36.8Bg/g；A138＝66.3Bg/g。
代入公式计算得出：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
＝(1.3×36.8-1.36×66.3)[(18/18.76)(100/99.5)]1.5
＝-40.08Bg/g
由于FRIXe＝-40.08Bg/g≤3.7Bg/g，判定燃料组件未发生破损，与实际情况相一致。
实施例2
本实施例提供一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
本实施例中，所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上持续稳定运行5天以上。
本实施例所选取某压水堆核电厂正常运行期间的具体参数为：
LHGR：18.76KW/m；取样时刻的功率Po为99。
测量实际得到的Xe-133和Xe-138的活度数据为：
A133＝4802.9Bg/g；A138＝69.5Bg/g。
代入公式计算得出：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
＝(1.3×4802.9-1.36×69.5)[(18/18.76)(100/99)]1.5
＝5866.99Bg/g
由于FRIXe＝5866.99Bg/g≥3700Bg/g，判定燃料组件已发生破损，与实际情况相一致。
实施例3
本实施例提供一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
本实施例中，所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上持续稳定运行7天以上。
本实施例所选取某压水堆核电厂正常运行期间的具体参数为：
LHGR：18.76KW/m；取样时刻的功率Po为99。
测量实际得到的Xe-133和Xe-138的活度数据为：
A133＝450.6Bg/g；A138＝78.8Bg/g。
代入公式计算得出：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
＝(1.3×450.6-1.36×78.8)[(18/18.76)(100/99)]1.5
＝456.6Bg/g
由于FRIXe＝456.6Bg/g，介于3.7Bg/g和3700Bg/g之间，无法判定燃料组件是否发生破损。
对比例1
本对比例提供一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，所述评价方法为：通过对压水堆核电厂的一回路冷却剂裂变产物I-131、I-132、I-133、I-134、Xe-133、Xe-135、Xe-138、Kr-85、Kr-87、Cs-134和Cs-137定期取样分析，并进行趋势分析，如在机组发生功率突变(功率变化大于20％时)或停堆降压的过程中，以上核素中的一种或者多种出现峰值，即比之前稳态增加5倍以上，可判定燃料组件出现破损。
然而，在机组正常运行期间，以上核素的增长不完全是由于燃料破损导致的，机组净化和下泄能力的调整也会影响到放化数据的变化。因此，本对比例单纯依靠跟踪放化数据的趋势来判断燃料组件破损与否是不可靠的。此外，对于“紧密型”燃料组件的破损，很大概率上只能观察到氙的增长，而其他核素不增长或者增长不明显。
由此可见，本发明依据化学取样分析中所测得的Xe-133和Xe-138核素的放射性活度数值定量计算评价燃料组件的破损情况，这种评价方法能够广泛应用于压水堆燃料组件的破损评价，尤其适用于只有氙的增长而未出现碘的增长类型的破损情况。各核电厂可参照本发明对燃料组件的状态作出评价，同时由于评价方法考虑了归一化处理，不同核电厂燃料组件的破损程度可依据计算结果来实现横向比较。
以上所述的具体实施例，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施例而已，并不用于限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (6)

1.一种核电站燃料组件破损监控的评价方法，其特征在于，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损。
2.根据权利要求1所述的评价方法，其特征在于，所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上，至少持续稳定运行3天。
3.根据权利要求1或2所述的评价方法，其特征在于，所述Xe-133活度值的计算公式为：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
其中，FRIXe是归一化后Xe-133活度计算值；
c133是下泄系统气相中Xe-133百分比，取值为1.3；
A133是稳态下一回路Xe-133浓度测量值，单位为Bg/g；
k138是裂变源为30％U-235和70％Pu-239时的Xe-133/Xe-138反冲比，取值为1.36；
A138是稳态下一回路Xe-138浓度测量值，单位为Bg/g；
LN是基准线功率密度，压水堆统一取值为18KW/m；
LHGR是机组实际的满功率平均线功率密度，取值为各核电厂根据实际机组设计参数确定，单位为KW/m；
Po是测量Xe-133时的反应堆平均功率。
4.根据权利要求3所述的评价方法，其特征在于，所述Po的取值≥85％功率水平。
5.根据权利要求1-4任一项所述的评价方法，其特征在于，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损的具体评价标准为：
(1)当FRIXe≤3.7Bg/g时，判定燃料组件未发生破损；
(2)当FRIXe≥3700Bg/g时，判定燃料组件已发生破损；
(3)当3.7Bg/g＜FRIXe＜3700Bg/g时，无法判定燃料组件是否发生破损。
6.根据权利要求1-5任一项所述的评价方法，其特征在于，所述评价方法为：在压水堆处于稳定运行工况下，由测得的反应堆冷却剂中Xe-133活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正，并归一化到100％线性功率系数后得到Xe-133活度值，依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损；
所述稳定运行工况具体为：电厂在功率变化不超过±5％的功率台阶上，至少持续稳定运行3天；
所述Xe-133活度值的计算公式为：
FRIXe＝(c133A133-k138A138)[(LN/LHGR)(100/Po)]1.5
其中，FRIXe是归一化后Xe-133活度计算值；
c133是下泄系统气相中Xe-133百分比，取值为1.3；
A133是稳态下一回路Xe-133浓度测量值，单位为Bg/g；
k138是裂变源为30％U-235和70％Pu-239时的Xe-133/Xe-138反冲比，取值为1.36；
A138是稳态下一回路Xe-138浓度测量值，单位为Bg/g；
LN是基准线功率密度，压水堆统一取值为18KW/m；
LHGR是机组实际的满功率平均线功率密度，取值为各核电厂根据实际机组设计参数确定，单位为KW/m；
Po是测量Xe-133时的反应堆平均功率，取值≥85％功率水平；
依据所述Xe-133活度值判定燃料组件是否发生破损的具体评价标准为：
(1)当FRIXe≤3.7Bg/g时，判定燃料组件未发生破损；
(2)当FRIXe≥3700Bg/g时，判定燃料组件已发生破损；
(3)当3.7Bg/g＜FRIXe＜3700Bg/g时，无法判定燃料组件是否发生破损。
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