破损燃料组件诊断及检查方法

曹,萌

辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116000

摘要：本文阐述了燃料组件破损诊断方法，并对国际上先进的燃料组件检查方法进行介绍。

关键词：燃料组件；破损诊断；检查

引言

在反应堆运行过程中，燃料组件中燃料棒的包壳是核电站防止放射性物质外漏的第一道屏障，如果燃料包壳发生破损，那么组件中的裂变产物将会释放到一回路冷却剂中，给运行安全带来较大的影响。因此，对破损燃料组件的检查和诊断是核电站的一项重要工作。

1. 燃料组件破损诊断方法

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1.1.燃料可靠性指标

燃料可靠性指标（FRI,fuel reliability index）是根据冷却剂中裂变产物的放射性活度计算出来的。

通常主回路冷却剂裂变产物的来源有如下几点：

1)本次循环或前次循环燃料棒发生了燃料破损，裂变产物通过破损孔隙进入冷却剂；

2)堆芯结构材料本身含有天然铀，参与裂变反应；

3)在燃料组件加工制造过程中极少量的溅附铀粘附在包壳外表面。

根据裂变产物的份额，产生的裂变核素多为原子量为130-140的核素，即碘（I）、氙（Xe）、氪（Kr）、铯（Cs）等核素。在这些核素中，裂变气体和挥发性元素（例如Xe、Kr、I等）是很难被燃料包壳包容的，因此燃料包壳如果有破损很容易释放出来。其中，在I的同位素中，131I的半衰期最长，为8.3天，134I的半衰期最短只有52分钟左右。所以在一般情况下，可以通过测量131I的活度大致确定堆芯中有无燃料破损。FRI就是在稳态运行时，测量的一回路中的131I的活度经溅附铀的贡献和功率水平的修正，并归一化到公共的净化因子后得到的值。根据WANO的经验，对于大多数没有燃料缺陷的压水堆，FRI的活度一般低于19MBq/t，如果FRI的活度大于19MBq/t，那么堆芯中很有可能存在燃料破损，但并不能单独凭这个值来决定堆芯中是否一定发生了燃料破损，因为有可能是前次循环燃料破损沾污或溅附铀的影响，因此还要结合其他方式来最终确定，下文会详细叙述。

1.2.一回路放化数据分析

上文已叙述了利用FRI可以判断燃料是否发生破损，但FRI并不一定能够完全准确地反映燃料的完整性情况，还需要结合一回路放化数据来进行详细分析。

由于裂变产物中的惰性气体具有很高的迁移性和挥发性，惰性气体能够快速穿越燃料芯块与包壳的间隙经由燃料棒的破口到达主回路冷却剂中。而I、Cs，却因为通过缺陷从包壳内扩散到冷却剂中，只有当冷却剂通过破口进入而与芯块接触时才被水流带出到冷却剂中。

因此，燃料的破损判断主要基于下列几个放射性同位素：

：作为一种惰性气体,能够毫无障碍地从燃料破口逃逸出来，当有燃料缺陷存在时，即使碘的放射性活度没有明显变化，放射性活度的微小变化也会很快被监测到。所以对于破损泄漏初期的微小或闭合型缺陷的泄漏，用可以准确地判断燃料是否存在破损。

：只有当燃料棒缺陷存在而且冷却剂侵入到燃料芯块/包壳的间隙时，才能释放到冷却剂回路中，由于正常功率运行时它被捕获在燃料芯块/包壳的间隙因而它的活度很小，因此，如果冷却剂中明显增加，说明冷却剂已通过燃料棒破口侵入到燃料包壳内。而在瞬态时可监测到的释放峰值，进一步说明了燃料缺陷的存在。

在稳定的运行工况下，根据裂变产物半衰期不同的特点，即一回路中各同位素活度与其经过破损组件而进入冷却剂的时间有关，破口越小，裂变产物需要穿越破口的时间越长，对于短半衰期的核素，可能在还未穿过破口就衰减数倍，所以冷却剂中的核素活度也会减少；而破口大小对于长半衰期的核素影响并不及短半衰期的核素明显。所以，可以根据裂变产物核素的活度比值大致判断燃料棒包壳破口的大小。由于碘一般是溶解于冷却剂中随冷却剂从破口进入到一回路中，其释放过程较缓慢，因此，用碘同位素中长半衰期核素（半衰期21天）和短半衰期核素（半衰期是21小时）的比值来判断燃料棒包壳破口大小是较常用的方法。当比值<0.1时，可能是上一循环留下的溅附铀的贡献，没有破损；当比值介于0.1到0.3时，表明冷却剂与芯块接触，破口较大；当比值介于0.3到0.5时，表面冷却剂可能进入燃料棒，属于小破口；当比值>0.5时，缺陷可能是非常小的孔或微裂纹。

2. 燃料组件检查方法

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2.1.燃料组件啜漏

2.1.1.在线啜漏

在燃料组件卸料期间，换料机提升换料水池中的燃料组件至一定高度，包壳内外压差的变化会导致包壳内的裂变产物通过包壳破口释放到换料机套筒内的水中。通过向换料机套筒底部鼓气，将套筒内水中的裂变气体带入多通道分析器中进行总γ和Xe-133等活度的测量，从而实现燃料包壳破口的在线定性检测。

2.1.2.离线啜漏

将燃料组件置于啜吸室，并加热到一定温度，包壳内外压差的变化会导致包壳内的裂变产物通过包壳破口释放到啜吸室的水中。通过向啜吸室底部鼓气，将啜吸室内水中的裂变气体带入多通道分析器中进行总γ和Xe-133等活度的在线测量，结合水样取样测定结果实现燃料包壳破口的离线定性、定量检测。

2.1.3.真空罐啜漏

真空罐啜漏，通过将气泡引进罐内或包含燃料组件的反转箱内实现。增加的气泡将引起大多数放射性气体释放到气泡中。此外，从密封罐的底部抽出一些水降低燃料棒的外部压力，也可提高放射性气体的释放，因此被称为“真空”罐啜漏。由于破损燃料组件的总体密封和裂变产物浓度的原因，真空罐啜漏具有极大的灵敏度。

2.2.燃料组件外观检查

外观检查是确定缺陷燃料组件最直接的方法，可以识别失效燃料棒、确定失效燃料棒条件（例如二次降级）以及失效根本原因。一般说来，燃料组件整体的外观检查是使用可变焦距彩色摄像机完成的。而对组件中抽出后的单个燃料棒详细检查通常使用安装得非常靠近燃料棒的高分辨率、彩色照相机完成。

2.2.1.纤维镜检查

纤维镜检查技术是一种更为先进的检查技术，可以弥补目前检查手段的缺陷，不仅可以对燃料组件的外表面进行检查，还可以将纤维镜深入燃料组件内部进行检查。EPRI部分电站已经成功地使用纤维镜观察到被格架捕获的微小碎片。另外纤维镜也可以检查失效燃料棒的具体情况，以确定在取出期间燃料棒的完整性不会受到影响。

2.2.2.燃料组件长度与变形测量

在核电站运行期间，为了跟踪核燃料组件堆芯运行情况及燃料组件的生长变形情况，为堆芯燃料组件顺利装载提供精确变形数据，可以对部分异常组件进行精确测量。另外燃料组件的生长情况也可以作为乏燃料组件是否可以再次利用的辅助判断参数。

2.3.燃料包壳缺陷定位查找

2.3.1.超声波检查方法(UT)

超声波在遇到金属-水界面时，部分能量折射透过，造成能量损失；当遇到金属-气体界面时，几乎发生全反射，能量损失较少，通过计算回波信号的大小，来确定燃料棒是否存在缺陷。

但是UT检查依赖于在UT位置失效燃料棒内水的存在。如果失效燃料棒内只有很少的水或没有水进入， UT或许无法顺利地识别失效燃料棒。

2.3.2.涡流检查方法(ECT)

涡流检查(ECT)具有探测部分包壳或整个包壳壁缺陷的可能性。ECT通常使用包含涡流传感器的一个环型线圈，用于单个燃料棒检查。ECT探测器产生一个电磁场，当与传导金属表面（例如包壳）相合时，引起涡流，涡流发送二次电磁场，ECT传感器可以对这个电磁场进行分析。包壳上的缺陷将扭曲涡流信号，因此，通过ECT传感器可以探测到缺陷。

2.4.提升燃料可靠性的其他池边检查

2.4.1.氧化膜厚度测量

氧化膜厚度测量主要用于评估燃料包壳腐蚀和结垢是否在燃料安全准则许可的范围之内，防止过高的包壳腐蚀和腐蚀产物沉积及表层结垢使材料特性降级。通常使用更高频率(100 kHz至1 MHz) 对单个燃料棒进行池边涡流检查(EC)，用以确定燃料包壳氧化膜厚度。

2.4.2.表面光度仪检测

燃料组件的表面光度检测，通过特殊铁笔来测量燃料棒的外部几何形状。使用这种设备来定位主要缺陷的位置和其它几何形状变化，例如包壳的椭圆度或直径的变化。当磁性干扰对初始涡流信号的影响过于大时，可以将表面光度仪的数据与涡流初始数据进行对比，以确定表面氧化物和杂质沉积的厚度。

3. 结语

为确定或识别燃料缺陷的根本原因而对燃料组件进行检查是提高燃料可靠性的一个非常重要的方面。识别导致燃料缺陷的潜在机理，可以采取正确的行动降低燃料缺陷出现的几率。

参考文献：

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