WO2018108138A1 - 核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统 - Google Patents

核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统 Download PDF

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activity concentration
alarm
radioactive fission
fission gas
fuel element
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王骄亚
孙瑜
凌君
周欣建
刘洪涛
李磊
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China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
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China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04—Detecting burst slugs
    • G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to the field of nuclear power plant instrument control, and in particular, to a method and system for detecting the integrity of a fuel element cladding of a nuclear power plant.
  • Nuclear power plants have three protective barriers.
  • the first barrier is the fuel element cladding. Therefore, the integrity of the fuel element cladding in the nuclear power plant needs to be monitored online to ensure that the nuclear power plant can operate safely.
  • the radioactivity in the primary coolant is mainly derived from the activation product and the corrosion product, which produces a relatively low level of gamma dose rate; if the fuel element cladding is damaged, it is included in the fuel element.
  • the fission product (mainly inert gas) will also enter the primary coolant, and the gamma dose rate of the primary coolant will increase.
  • a nuclear power plant is equipped with a chemical and volume control system (referred to as a chemical capacity system) for controlling the total amount and composition of a circuit coolant.
  • the radiation monitoring equipment is arranged next to the chemical system pipeline to monitor the radioactive parameters in the primary coolant and to determine the damage of the nuclear fuel component cladding.
  • the integrity of the fuel element cladding can be monitored by monitoring the change in the ⁇ dose rate of the primary coolant by setting up a gamma radiation detector (such as an ionization chamber, etc.) on the drain line of the chemical system.
  • the present invention provides a method and system for detecting the integrity of a fuel element cladding of a nuclear power plant, by monitoring the activity of the inert gas separated from the primary coolant. To achieve the purpose of quantitative monitoring of fuel cladding damage rate.
  • a method for detecting integrity of a fuel element cladding of a nuclear power plant including the following steps: [0011] Sl, connecting a nuclear power plant fuel element cladding to a primary circuit cooling system;
  • the step S2 specifically includes:
  • S2 transporting the primary circuit coolant to a drain line through a chemical and volume control system, and separating the radioactive fission gas from a primary coolant in the drain line by a separation device;
  • the radioactive fission gas is an inert gas.
  • the separating device is a gas water separating device; the detector comprises a Nal and an ionization chamber detector
  • the alarm threshold is an activity concentration of a radioactive fission gas preset based on a breakage rate of the fuel element cladding; when the activity concentration of the radioactive fission gas detected exceeds The activity concentration ⁇ of the preset radioactive fission gas is alarmed.
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding is at least one; when the activity concentration of the detected radioactive fission gas exceeds any of the presets
  • the activity concentration ⁇ of the radioactive fission gas is alarmed by a mode corresponding to the activity concentration of the predetermined radioactive fission gas.
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding comprises:
  • a detection system for the integrity of a fuel element of a nuclear power plant including:
  • a detecting component connected to the primary circuit cooling system connected to the nuclear fuel element cladding for detecting the activity concentration of the radioactive fission gas contained in the primary coolant of the primary circuit cooling system and outputting
  • a comparison component connected to the detection component for receiving the detected activity concentration of the output, and comparing the detected activity concentration with a preset alarm threshold condition, if If the alarm threshold condition is met, an alarm signal is generated and sent;
  • an alarm component connected to the comparison component for receiving the sent alarm signal and performing an alarm according to a preset alarm mode.
  • the method further includes:
  • a chemical and volume control system coupled to the primary circuit cooling system for controlling the total amount and composition of the primary circuit coolant and delivering the primary circuit coolant to the chemical and volume a drain line connected to the control system;
  • the separating device is configured to separate the radioactive fission gas from a primary coolant in the drain line, and transport the separated radioactive fission gas To a detection assembly coupled to the separation device.
  • the radioactive fission gas is an inert gas.
  • the separating device is a gas water separating device; the detector comprises a Nal and an ionization chamber detector
  • the alarm threshold is an activity concentration of a radioactive fission gas preset based on a damage rate of the fuel element cladding; when the detected activity concentration of the radioactive fission gas exceeds the preset The activity concentration of the radioactive fission gas is ⁇ , and the comparison component generates an alarm signal and transmits.
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding at least one;
  • the comparison component when the activity concentration of the detected radioactive fission gas exceeds the activity concentration of any of the predetermined radioactive fission gases, the comparison component generates a different alarm signal and transmits; the alarm component is based on The different alarm signals received are alarmed by the mode corresponding to the alarm signal.
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding comprises:
  • the comparison component when the activity concentration of the detected radioactive fission gas exceeds the first activity concentration ⁇ , the comparison component generates a first alarm signal and transmits; the alarm component is based on the received first alarm signal And performing an alarm by using a first mode corresponding to the first alarm signal;
  • the comparison component when the activity concentration of the detected radioactive fission gas exceeds the second activity concentration ⁇ , the comparison component generates a second alarm signal and transmits; the alarm component is based on the received second alarm signal And performing an alarm by using a second mode corresponding to the second alarm signal.
  • the present invention can detect the damage rate of the fuel element cladding by monitoring the activity concentration of the inert gas in the primary circuit coolant, which has relative to the existing method for qualitatively monitoring the damage rate. Higher feasibility and sensitivity to avoid false measurements that may result from damage to non-fuel components;
  • the invention can set one or more alarm thresholds, and can quantitatively monitor the damage rate limit of the fuel element cladding concerned about the safe operation of the nuclear power plant.
  • FIG. 1 is a flow chart of a method for detecting integrity of a fuel element cladding according to a first embodiment of the present invention
  • FIG. 2 is a schematic structural view of a fuel element cladding integrity detecting system in the first embodiment of the present invention.
  • the present invention is directed to the prior art that can only qualitatively monitor the integrity of the fuel element cladding by monitoring changes in the ⁇ dose rate of the primary circuit coolant, and cannot be quantitatively detected, and due to damage of non-fuel components, etc.
  • the resulting erroneous measurement defect provides a method and system for detecting the integrity of the fuel element cladding of a nuclear power plant.
  • the core idea is: Inert gas is produced in the nuclear fission process of nuclear fuel in nuclear power plant reactors. Nuclear energy and fission products and decay products are released during fission, and fission products and decay products contain inert gases. If the fuel element cladding is damaged, only the inert gas can release the fuel element cladding.
  • the present invention achieves the purpose of quantitatively monitoring the fuel cladding damage rate by monitoring the inert gas in the primary circuit coolant.
  • Embodiment 1 is a diagrammatic representation of Embodiment 1:
  • FIG. 1 is a flow chart showing a method for detecting the integrity of a fuel element cladding of a nuclear power plant according to the present invention, which specifically includes the following steps:
  • the radioactive fission gas in the above step S2 is preferably an inert gas
  • the detector includes but is not limited to It is a Nal and ionization chamber detector, and any other detecting device capable of detecting the concentration of the inert gas in the primary circuit coolant falls within the protection scope of the present invention
  • the step S2 specifically includes:
  • S2 transporting the primary circuit coolant to a drain line through a chemical and volume control system, and separating the radioactive fission gas from a primary coolant in the drain line by a separation device;
  • the separating device is a gas-water separating device, and the inert gas is separated from the primary circuit coolant by the gas-water separating device, and then detected, thereby avoiding the removal of the inert gas.
  • the activity concentration error caused by other radioactive substances can greatly improve the feasibility and sensitivity of the detection, and can avoid erroneous measurement that may be caused by damage of non-fuel components.
  • the alarm threshold is an activity concentration of a radioactive fission gas preset based on a damage rate of the fuel element cladding; when the detected activity concentration of the radioactive fission gas exceeds The activity concentration of the predetermined radioactive fission gas is alarmed;
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding is at least one; when the activity concentration of the detected radioactive fission gas exceeds any of the preset radioactivity
  • the activity concentration ⁇ of the fission gas is alarmed by a mode corresponding to the activity concentration of the predetermined radioactive fission gas.
  • the activity concentration of the radioactive fission gas preset based on the damage rate of the fuel element cladding includes:
  • the second activity concentration of the radioactive fission gas corresponding to the second damage rate ⁇ of the fuel element cladding damage rate; preferably, the second damage rate corresponds to the first
  • the alarm mode may be an audible and visual alarm mode , if the yellow indicator light or continuous sound is used for alarm;
  • the alarm mode may be sound Light alarm mode, such as using red indicator light or intermittent sound to alarm.
  • the nuclear power plant operator can judge the degree of damage of the fuel cladding component according to different alarm modes, thereby adopting different nuclear power plant operation strategies to reduce radioactive materials. Release and spread.
  • Embodiment 2 is a diagrammatic representation of Embodiment 1
  • FIG. 1 is a schematic structural diagram of a system for detecting integrity of a fuel element cladding of a nuclear power plant according to the present invention, which specifically includes:
  • a detecting component 6 connected to the primary circuit cooling system 2 connected to the nuclear fuel element cladding 1 for detecting the activity concentration of the radioactive fission gas contained in the primary coolant of the primary circuit cooling system 2 And output;
  • a comparison component 7 which is connected to the detection component 6, for receiving the detected activity concentration of the output, and comparing the detected activity concentration with a preset alarm threshold condition If the alarm threshold condition is met, an alarm signal is generated and sent;
  • an alarm component 8 which is connected to the comparison component 7, for receiving the transmitted alarm signal and performing an alarm according to a preset alarm mode.
  • upstream of the detecting component 6 further includes:
  • a chemical and volume control system 3 coupled to the primary circuit cooling system 2 for controlling the total amount and composition of the primary circuit coolant and delivering the primary circuit coolant to the chemical a drain line 4 connected to the volume control system 2;
  • the separating device 5 is configured to separate the radioactive fission gas from a primary coolant in the drain line 4, and separate the obtained The radioactive fission gas is delivered to a detection assembly 6 that is coupled to the separation device 5.
  • the detection method and system in the present invention can be applied to the detection of the integrity of the fuel element cladding of a nuclear power plant.
  • the present invention can detect the damage rate of the fuel cell cladding of the nuclear power plant by monitoring the activity concentration of the inert gas in the primary circuit coolant, and the method for qualitatively monitoring the damage rate relative to the existing method In terms of higher feasibility and sensitivity, it can avoid false measurements that may be caused by damage to non-fuel components; and one or more alarm thresholds can be set to achieve fuels of concern for the safe operation of nuclear power plants.
  • the component cladding damage limit is quantitatively monitored.

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Abstract

一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统，其包括用于检测一回路冷却剂中所含的惰性气体的活度浓度并输出的探测组件（6）；用于接收输出的所述检测到的活度浓度，并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对，若符合报警阈值条件，则产生报警信号并发送的比对组件（7）；以及用于接收发送的报警信号，按照预设的报警模式进行报警的报警组件（8）。该方法通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对燃料元件包壳的破损率进行检测，具有更高的可行性和灵敏度，可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量；同时可设定一个或多个报警阈值，可实现对核电厂安全运行所关心的燃料元件包壳破损率限值进行定量监测。

Description

说明书 发明名称：核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统 技术领域
[0001] 本发明涉及核电站仪控领域， 尤其涉及一种核电站燃料元件包壳完整性的检测 方法和系统。
背景技术
[0002] 核电站有三道防护屏障， 其中第 1道屏障即为燃料元件包壳， 因此需要对在运 核电站燃料元件包壳完整性进行在线监测， 以确保核电厂能够安全运行。
[0003] 当燃料元件未破损吋， 一回路冷却剂中的放射性主要来自活化产物和腐蚀产物 ， 其产生的 γ剂量率水平相对较低； 如果燃料元件包壳破损， 则包含在燃料元件 中的裂变产物 （主要是惰性气体） 也将进入到一回路冷却剂中， 此吋一回路冷 却剂的 γ剂量率将增加。
[0004] 现有技术中， 核电厂设置化学与容积控制系统 （简称化容系统） 用于控制一回 路冷却剂的总量与组份。 而辐射监测设备则布置在化容系统管线旁边， 用于监 测一回路冷却剂中的放射性参数， 用于判断核燃料元件包壳破损情况。 例如， 通过在设置化容系统下泄管线上的 γ辐射探测器 （例如电离室等） 来进行实吋探 测， 通过监测一回路冷却剂 γ剂量率的变化实现对燃料元件包壳完整性的监测。
[0005] 但上述现有技术中存在如下缺陷：
[0006] 1)由于非燃料元件破损等原因也会导致冷却剂或环境的 γ剂量率增加， 因此将 会影响到测量方法的可靠性；
[0007] 2) 现有方法只能定性监测破损率， 而不能定量监测燃料元件包壳的破损率。
技术问题
问题的解决方案
技术解决方案
[0008] 针对上述现有技术中存在的问题， 本发明提供了一种核电站燃料元件包壳完整 性的检测方法和系统， 通过监测从一回路冷却剂中分离出的惰性气体的活度浓 度来达到定量监测燃料包壳破损率的目的。
[0009] 本发明就上述技术问题而提出的技术方案如下：
[0010] 一方面， 提供一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法， 包括如下步骤： [0011] Sl、 将核电站燃料元件包壳与一回路冷却系统进行连接；
[0012] S2、 通过探测器对所述一回路冷却系统中的一回路冷却剂进行检测， 确定所述 一回路冷却剂中放射性裂变气体的活度浓度；
[0013] S3、 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度符合预设的报警阈值条件吋进 行报警。
[0014] 优选的， 所述步骤 S2具体包括：
[0015] S2 通过化学与容积控制系统将所述一回路冷却剂输送到下泄管线， 通过分 离装置将所述放射性裂变气体从所述下泄管线中的一回路冷却剂中进行分离；
[0016] S22、 通过所述探测器对分离得到的放射性裂变气体的活度浓度进行检测， 并 确定分离得到的放射性裂变气体的放射性活度浓度。
[0017] 优选的， 所述放射性裂变气体为惰性气体。
[0018] 优选的， 所述分离装置为气水分离装置； 所述探测器包括 Nal和电离室探测器
[0019] 优选的， 步骤 S3中， 所述报警阈值为基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射 性裂变气体的活度浓度； 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述 预设的射性裂变气体的活度浓度吋进行报警。
[0020] 优选的， 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度 至少有一个； 当检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过其中任一所述预设的 射性裂变气体的活度浓度吋， 采用与该所述预设的放射性裂变气体的活度浓度 对应的模式进行报警。
[0021] 优选的， 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度 包括：
[0022] 当所述燃料元件包壳破损率为预设的第一破损率吋对应的放射性裂变气体的第 一活度浓度；
[0023] 以及当所述燃料元件包壳破损率为预设的第二破损率吋对应的放射性裂变气体 的第二活度浓度；
[0024] 当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第一活度浓度吋， 以与所述第一活 度浓度对应的第一模式进行报警；
[0025] 当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第二活度浓度吋， 以与所述第二活 度浓度对应的第二模式进行报警。
[0026] 另一方面， 还提供一种核电站燃料元件包壳完整性的检测系统， 包括：
[0027] 探测组件， 其连接与核电站燃料元件包壳连接的一回路冷却系统， 用于检测所 述一回路冷却系统的一回路冷却剂中所含的放射性裂变气体的活度浓度并输出
[0028] 比对组件， 其连接所述探测组件， 用于接收输出的所述检测到的活度浓度， 并 将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对， 若符合报警阈值条 件， 则产生报警信号并发送；
[0029] 以及报警组件， 其连接所述比对组件， 用于接收发送的报警信号， 按照预设的 报警模式进行报警。
[0030] 优选的， 还包括：
[0031] 化学与容积控制系统， 其连接所述一回路冷却系统， 用于控制所述一回路冷却 剂的总量与组分， 并将所述一回路冷却剂输送至与所述化学与容积控制系统连 接的下泄管线；
[0032] 以及与所述下泄管线连接的分离装置， 所述分离装置用于将所述放射性裂变气 体从所述下泄管线中的一回路冷却剂中进行分离， 并将分离得到的放射性裂变 气体输送至与所述分离装置连接的探测组件。
[0033] 优选的， 所述放射性裂变气体为惰性气体。
[0034] 优选的， 所述分离装置为气水分离装置； 所述探测器包括 Nal和电离室探测器
[0035] 优选的， 所述报警阈值为基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体 的活度浓度； 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述预设的射性 裂变气体的活度浓度吋， 所述对比组件产生报警信号并发送。
[0036] 优选的， 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度 至少有一个；
[0037] 当检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过其中任一所述预设的射性裂变气体 的活度浓度吋， 所述对比组件产生不同的报警信号并发送； 所述报警组件根据 接收到的不同的报警信号， 采用与该报警信号对应的模式进行报警。
[0038] 优选的， 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度 包括：
[0039] 当所述燃料元件包壳破损率为预设的第一破损率吋对应的放射性裂变气体的第 一活度浓度；
[0040] 以及当所述燃料元件包壳破损率为预设的第二破损率吋对应的放射性裂变气体 的第二活度浓度；
[0041] 当所述检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过所述第一活度浓度吋， 所述对 比组件产生第一报警信号并发送； 所述报警组件根据接收到的第一报警信号， 采用与该第一报警信号对应的第一模式进行报警；
[0042] 当所述检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过所述第二活度浓度吋， 所述对 比组件产生第二报警信号并发送； 所述报警组件根据接收到的第二报警信号， 采用与该第二报警信号对应的第二模式进行报警。
发明的有益效果
有益效果
[0043] 本发明的技术方案具有如下技术效果：
[0044] 1)本发明可通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对燃料元包壳的 破损率进行检测， 其相对于现有的定性监测破损率的方法而言， 具有更高的可 行性和灵敏度， 可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量；
[0045] 2) 本发明可设定 1个或多个报警阈值， 可实现对核电厂安全运行所关心的燃料 元件包壳破损率限值进行定量监测。
对附图的简要说明
附图说明
[0046] 为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案， 下面将对实施例描述中所需要 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一 些实施例， 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 可以根据这些附图获得其他的附图。
[0047] 图 1是本发明实施例一中的燃料元件包壳完整性的检测方法流程图；
[0048] 图 2是本发明实施例一中的燃料元件包壳完整性的检测系统结构示意图。
本发明的实施方式
[0049] 本发明针对现有技术中存在的只能通过监测一回路冷却剂 γ剂量率的变化来对 燃料元件包壳完整性进行定性监测， 而不能定量检测， 以及由于非燃料元件破 损等原因造成的误测量的缺陷， 提供了一种核电站燃料元件包壳完整性的检测 方法和系统。 其核心思想是： 惰性气体产生于核电站反应堆内部核燃料的核裂 变过程， 裂变过程中放出核能以及裂变产物、 衰变产物， 其中裂变产物和衰变 产物中包含惰性气体。 若燃料元件包壳产生破损， 则只有所述惰性气体才能释 放出燃料元件包壳， 本发明通过监测一回路冷却剂中的惰性气体来达到定量监 测燃料包壳破损率的目的。
[0050] 实施例一：
[0051] 图 1示出了本发明中核电站燃料元件包壳完整性的检测方法流程图， 其具体包 括如下步骤：
[0052] Sl、 将核电站燃料元件包壳与一回路冷却系统进行连接； 如果燃料元件包壳破 损， 则包含在燃料元件中的放射性裂变和衰变产物将进入到所述一回路冷却系 统的冷却剂中；
[0053] S2、 通过探测器对所述一回路冷却系统中的一回路冷却剂进行检测， 确定所述 一回路冷却剂中放射性裂变气体的活度浓度； 惰性气体产生于反应堆内部核燃 料的核裂变过程， 裂变过程中放出核能以及裂变产物、 衰变产物， 其中裂变产 物和衰变产物中包含惰性气体， 因此， 上述步骤 S2中的所述放射性裂变气体优 选为惰性气体， 所述探测器包括但不限于是 Nal和电离室探测器， 其他任何可检 测所述一回路冷却剂中的惰性气体放射性活度浓度的检测装置均落入本发明的 保护范围内；
[0054] S3、 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度符合预设的报警阈值条件吋进 行报警。
[0055] 优选的， 步骤 S2中具体包括：
[0056] S2 通过化学与容积控制系统将所述一回路冷却剂输送到下泄管线， 通过分 离装置将所述放射性裂变气体从所述下泄管线中的一回路冷却剂中进行分离；
[0057] S22、 通过所述探测器对分离得到的放射性裂变气体的活度浓度进行检测， 并 确定分离得到的放射性裂变气体的放射性活度浓度。
[0058] 本实施例中， 所述分离装置为气水分离装置， 通过上述气水分离装置现将惰性 气体从所述一回路冷却剂中分离出来， 然后再进行检测， 可避免由除惰性气体 外的其他能产生放射性的物质所带来的活度浓度误差， 由此极大的提高检测的 可行性和灵敏度， 可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量。
[0059] 进一步的， 步骤 S3中， 所述报警阈值为基于所述燃料元件包壳破损率预设的放 射性裂变气体的活度浓度； 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度超过所 述预设的射性裂变气体的活度浓度吋进行报警；
[0060] 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度至少有一 个； 当检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过其中任一所述预设的射性裂变 气体的活度浓度吋， 采用与该所述预设的放射性裂变气体的活度浓度对应的模 式进行报警。
[0061] 具体的， 所述基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度 包括：
[0062] 当所述燃料元件包壳破损率为预设的第一破损率吋对应的放射性裂变气体的第 一活度浓度； 优选的， 所述第一破损率为 0.25%吋对应的第一活度浓度为 Μ=1Ε1 OBq/m 3;
[0063] 及当所述燃料元件包壳破损率为预设的第二破损率吋对应的放射性裂变气体的 第二活度浓度； 优选的， 所述第二破损率为吋对应的所述第二活度浓度为 b2=lE HBq/m3;
[0064] 当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第一活度浓度吋， 以与所述第一活 度浓度对应的第一模式进行报警； 所述报警方式可为声光报警方式， 如采用黄 色的指示灯或者连续的声响进行报警； [0065] 当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第二活度浓度吋， 以与所述第二活 度浓度对应的第二模式进行报警； 同样的， 所述报警方式可为声光报警方式， 如采用红色的指示灯或者间断的声响进行报警。
[0066] 由此， 核电厂操纵员在发现燃料包壳破损后， 可根据不同的报警方式来判断燃 料包壳元件破损的程度， 由此将采取不同的核电厂运行策略， 以减少放射性物 质的释放和传播。
[0067] 实施例二：
[0068] 图 1示出了本发明中核电站燃料元件包壳完整性的检测方法系统结构示意图， 其具体包括：
[0069] 探测组件 6， 其连接与核电站燃料元件包壳 1连接的一回路冷却系统 2， 用于检 测所述一回路冷却系统 2的一回路冷却剂中所含的放射性裂变气体的活度浓度并 输出；
[0070] 比对组件 7， 其连接所述探测组件 6， 用于接收输出的所述检测到的活度浓度， 并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对， 若符合报警阈值 条件， 则产生报警信号并发送；
[0071] 以及报警组件 8， 其连接所述比对组件 7， 用于接收发送的报警信号， 按照预设 的报警模式进行报警。
[0072] 优选的， 在所述探测组件 6上游还包括：
[0073] 化学与容积控制系统 3， 其连接所述一回路冷却系统 2， 用于控制所述一回路冷 却剂的总量与组分， 并将所述一回路冷却剂输送至与所述化学与容积控制系统 2 连接的下泄管线 4;
[0074] 以及与所述下泄管线 4连接的分离装置 5， 所述分离装置 5用于将所述放射性裂 变气体从所述下泄管线 4中的一回路冷却剂中进行分离， 并将分离得到的放射性 裂变气体输送至与所述分离装置 5连接的探测组件 6。
[0075] 此外， 本实施例中所述报警阈值的设定、 报警信号的产生以及报警方式均与实 施例一相同， 在此不再赘述。
[0076] 需要说明的是， 本发明中的检测方法以及系统可运用于核电站压水堆燃料元件 包壳完整性的检测。 [0077] 综上所述， 本发明可通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对核电 站燃料元包壳的破损率进行检测， 其相对于现有的定性监测破损率的方法而言 ， 具有更高的可行性和灵敏度， 可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致 的误测量； 且可设定 1个或多个报警阈值， 可实现对核电厂安全运行所关心的燃 料元件包壳破损率限值进行定量监测。
[0078] 本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例的全部或部分步骤可以通过硬件 来完成， 也可以通过程序来指令相关的硬件完成， 所述的程序可以存储于一种 计算机可读存储介质中， 上述提到的存储介质可以是只读存储器， 磁盘或光盘 等。
[0079] 以上所述仅为本发明的较佳实施例， 并不用以限制本发明， 凡在本发明的精 神和原则之内， 所作的任何修改、 等同替换、 改进等， 均应包含在本发明的保 护范围之内。

Claims

权利要求书
一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法， 其特征在于， 包括如下 步骤：
51、 将核电站燃料元件包壳与一回路冷却系统进行连接；
52、 通过探测器对所述一回路冷却系统中的一回路冷却剂进行检测， 确定所述一回路冷却剂中放射性裂变气体的活度浓度；
53、 当检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度符合预设的报警阈值 条件吋进行报警。
如权利要求 1所述的方法， 其特征在于， 所述步骤 S2具体包括： S21、 通过化学与容积控制系统将所述一回路冷却剂输送到下泄管线 ， 通过分离装置将所述放射性裂变气体从所述下泄管线中的一回路冷 却剂中进行分离；
S22、 通过所述探测器对分离得到的放射性裂变气体的活度浓度进行 检测， 并确定分离得到的放射性裂变气体的放射性活度浓度。
如权利要求 2所述的方法， 其特征在于， 所述放射性裂变气体为惰性 气体。
如权利要求 2所述的方法， 其特征在于， 所述分离装置为气水分离装 置； 所述探测器包括 Nal和电离室探测器。
如权利要求 1所述的方法， 其特征在于， 步骤 S3中， 所述报警阈值为 基于所述燃料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度； 当 检测到的所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述预设的射性裂变气 体的活度浓度吋进行报警。
如权利要求 5所述的方法， 其特征在于， 所述基于所述燃料元件包壳 破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度至少有一个； 当检测到的放 射性裂变气体的活度浓度超过其中任一所述预设的射性裂变气体的活 度浓度吋， 采用与该所述预设的放射性裂变气体的活度浓度对应的模 式进行报警。
如权利要求 6所述的方法， 其特征在于， 所述基于所述燃料元件包壳 破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度包括：
当所述燃料元件包壳破损率为预设的第一破损率吋对应的放射性裂变 气体的第一活度浓度；
以及当所述燃料元件包壳破损率为预设的第二破损率吋对应的放射性 裂变气体的第二活度浓度；
当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第一活度浓度吋， 以与所 述第一活度浓度对应的第一模式进行报警；
当所述放射性裂变气体的活度浓度超过所述第二活度浓度吋， 以与所 述第二活度浓度对应的第二模式进行报警。
一种核电站燃料元件包壳完整性的检测系统， 其特征在于， 包括： 探测组件， 其连接与核电站燃料元件包壳连接的一回路冷却系统， 用 于检测所述一回路冷却系统的一回路冷却剂中所含的放射性裂变气体 的活度浓度并输出；
比对组件， 其连接所述探测组件， 用于接收输出的所述检测到的活度 浓度， 并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对， 若符合报警阈值条件， 则产生报警信号并发送；
以及报警组件， 其连接所述比对组件， 用于接收发送的报警信号， 按 照预设的报警模式进行报警。
如权利要求 8所述的系统， 其特征在于， 还包括：
化学与容积控制系统， 其连接所述一回路冷却系统， 用于控制所述一 回路冷却剂的总量与组分， 并将所述一回路冷却剂输送至与所述化学 与容积控制系统连接的下泄管线；
以及与所述下泄管线连接的分离装置， 所述分离装置用于将所述放射 性裂变气体从所述下泄管线中的一回路冷却剂中进行分离， 并将分离 得到的放射性裂变气体输送至与所述分离装置连接的探测组件。 如权利要求 9所述的系统， 其特征在于， 所述放射性裂变气体为惰性 气体。
如权利要求 9所述的系统， 其特征在于， 所述分离装置为气水分离装 置； 所述探测器包括 Nal和电离室探测器。
[权利要求 12] 如权利要求 8所述的系统， 其特征在于， 所述报警阈值为基于所述燃 料元件包壳破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度； 当检测到的所 述放射性裂变气体的活度浓度超过所述预设的射性裂变气体的活度浓 度吋， 所述对比组件产生报警信号并发送。
[权利要求 13] 如权利要求 12所述的系统， 其特征在于， 所述基于所述燃料元件包壳 破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度至少有一个；
当检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过其中任一所述预设的射性 裂变气体的活度浓度吋， 所述对比组件产生不同的报警信号并发送； 所述报警组件根据接收到的不同的报警信号， 采用与该报警信号对应 的模式进行报警。
[权利要求 14] 如权利要求 13所述的系统， 其特征在于， 所述基于所述燃料元件包壳 破损率预设的放射性裂变气体的活度浓度包括： 当所述燃料元件包壳破损率为预设的第一破损率吋对应的放射性裂变 气体的第一活度浓度；
以及当所述燃料元件包壳破损率为预设的第二破损率吋对应的放射性 裂变气体的第二活度浓度；
当所述检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过所述第一活度浓度吋 ， 所述对比组件产生第一报警信号并发送； 所述报警组件根据接收到 的第一报警信号， 采用与该第一报警信号对应的第一模式进行报警； 当所述检测到的放射性裂变气体的活度浓度超过所述第二活度浓度吋 ， 所述对比组件产生第二报警信号并发送； 所述报警组件根据接收到 的第二报警信号， 采用与该第二报警信号对应的第二模式进行报警。
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