2020年4月
破口当量判断
范柄辰，张军，叶张瀚，曹刚
(福建福清核电有限公司，福建福清3S0318)
I摘要：福清核电站1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损，通过在线啜吸装置和离线啜吸装置，查出了破损燃料组件，并给出了破损燃料组件的破口当量。针对破损燃料组件的破口当量计算，福清核电站摸索出了一套标准化的判断方法，该方法以法国原子能委员会卡达拉什中心（C EA Cadarache)编制的简易解释指南（下文简称S.I.G.，简易解释指南是法国原子能委员会卡达拉什中心实际试验的总结，给出了一系列133X e释放动力学曲线，该曲线适用于微米级别破口当量的判断）。为基础开发，适用于M310和“华龙一号”等采用A F A-3G及其改进型燃料组件的压水堆核电厂。本文结合福清核电站1、2号机组首循环破损燃料破口当量判断的经验，介绍破损燃料组件破口当量的判断方法。
关键词：压水堆；破损燃料组件；破口当量
中图分类号：TM623 文献标志码：A文章编号：1674-1617 (2020) 02-0234-06
D O I：10. 12058/zghd. youxian. 047
Judgment on the Breakage Equivalent of the First Cycle Fuel Assembly of Fuqing 1 and 2
FA N Bing-chen, ZH A N G Jun, YE Zhang-han, C A O Gang
(Fujian Fuqing Nuclear Power C o., L td., Fuqing, Fujian Prov. 350318> China) I
I Abstract ：In the first fuel cycle of Fuqing 1and 2, the fuel cladding is damaged. Through the online sipping de
vice and off-line sucking device, the damaged fuel assembly is found, and the equivalent of broken fuel assembly is given. In order to calculate the equivalent of broken fuel assembly, the Fuqing nuclear power plant has developed a set of standardized judgment m ethod>which was based on the simplified interpretation guide (S IG) developed by the Cadarache Center of the French Alternative Energies and Atom ic Energy Commission, suitable for the M310 and HPR1000 adopting A F A-3G and improved fuel assembly for PW R nuclear power plant. In this paper>based on the experience of judging the breakage equivalent of damaged fuel in the first fuel cycle of Fuqing 1and 2, the judgment method of broken fuel assembly is introduced.
Key words：P W R; damaged fuel assem bly；breakage equivalent
CLC number：TM623 Article character：A Article ID：1674-1617 (2020) 02-0234-06
压水堆核电厂通过核燃料（燃料芯块）与 中子发生裂变反应产生热能，燃料包壳是包容这 些放射性裂变产物的第一道安全屏障。一旦燃料 包壳发生破损，裂变产物就会进人到冷却剂中，造成环境剂量率升高，人员辐照增加，严重情况 下机组需要依据技术规范要求进行后撤甚至停堆。在机组换料大修期间，M310机组通过燃料 操作与贮存系统（以下简称P M C系统）的在线 啜吸装置初步筛选出可疑燃料组件和破损燃料组件，通过P M C系统离线啜吸装置确认破损燃料 组件并计算破损组件的破口当量，原则上破口当 量大于35 /x m的燃料组件不再人堆复用。
1离线啜吸装置的原理
离线啜吸装置将燃料组件放置在啜吸室内，通过水回路和气回路对啜吸室内的水气进行循环，装置原理图见图1，通过两次升温使燃料包 壳内的压力升高，如果燃料包壳有破损，则裂变
收稿日期：2018-03-18
作者简介：范柄辰（1987—），男，江苏连云港人，本科，工程师，从事核电厂化学和放射化学工作（********************)。234
Nucear Power 111.1
产物就会从燃料包壳内部向啜吸室释放，当燃料 包壳内部的压力与啜吸室内的压力相同时即达到 了平衡。根据气回路N a l谱仪连续监测的133Xe 释放动力学曲线（见图2)，通过133X e第一次升温平衡时间：H和第二次升温平衡时间T2，即可 判断燃料的破口当量。通过人工取样离线监测水 回路中的水溶性裂变产物含量。
-<£>
T) 7J C#
£加热器和冷凝器
气体空间-
交换气泡-
燃料组件-
水回路
-
测量室
气样
3i8(
D t
c
-j o
■顶部温度
中部温度
-底部温度
气回路
㊀-泵
压力
®-流量
图1离线啜吸装置原理图
Fig. 1 Schematic of off-line sipping device
图2典型的133X e释放动力学曲线 Fig. 2 Typical 133 Xe release kinetics curve
2离线啜吸装置的试验条件
升温速率和两次升温的平台温度对裂变产物 从燃料包壳破口处释放的速率影响较大。为确保 不同破损燃料组件的升温平衡时间具有可比性，升温速率需维持在1 °C/m i n或2 °C/min。针对不同乏燃料贮存池（以下简称乏池）的水温，第一 温度平台和第二温度平台需采用表1中的温度。
福清核电站101大修和201大修期间离线啜 吸装置的升温速率为2 °C/m i n,101大修采用了 72 °C和88 °C的温度平台，201大修采用了 55 °C 和80 °C的温度平台，详细数据见表2。
表1针对不同乏池的水温，第一、第二温度平台需采用下表中的温度
Table 1 Temperature for different water temperatures, the first temperatures platform and the second temperature platform 乏池温度/t：第一温度平台/t：第二温度平台/t：<355580
>357288
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表2福清核电站1、2号机组离线啜吸装置的试验条件
Table 2 Test conditions for the off-line sipping device of Fuqing 1 and 2
机组号燃料组件第一温度平台/*c第二温度平台/C升温速率/(t：/min)
1号机组破损组件YQF03G72882破损组件YQF04G72882
2号机组破损组件YQF05955802
3破损燃料组件破口当量的判断
3.1破损燃料组件释放的介质类型
由于破损燃料包壳内部存在液体冷却剂和气 体裂变产物，根据燃料包壳内液位与破口的相对 位置，升温后释放的介质可能是液体、气体或先 液体后气体，示意图见图3。不同类型介质的释 放速率不同，判断破损燃料组件的破口当量，首 先要确认其释放的介质类型。
图3破损燃料释放介质的示意图
F i g.3Schematic o f damaged f u e l r e l e a s e medium
热中子裂变反应会产生大量的放射性裂变产 物，主要包括X e等气体裂变产物，1311及其同位素，C s的放射性同位素等。其中133X e主要存在 于气体中，131I、134C s和137C s主要存在于液体中。因此通过水回路人工取样监测131I、134C s和137Cs 的比活度，同时结合133X e释放动力学曲线是否有气一液转换的突跃，即可判断升温期间释放的 介质类型。
假设升温前人工取样分析1311，134Cs+137Cs 的比活度分别为W S。，W S。'；第一温度平台人工取样分析1311，134以+137(：3的比活度分别为W S15 W S，；第二温度平台人工取样分析1311，134C s+137C s的比活度分别为W S2,W S2'。如果 W S J W S。〜1或W S//W S/〜1，则主要存在于 液体中的裂变产物基本没有释放，第一次升温期 间只有气体释放。如果W S i/W S。》〗和W S，/ W S。》〗，则主要存在于液体中的裂变产物有部分释放，如果133X e释放动力学曲线有气一液转换的突跃，则第一次升温期间释放的介质是先液 体后气体；如果133X e释放动力学曲线没有气一液转换的突跃，则第一次升温期间释放的介质是 液体。同理推知W S2/W&&1或W S^/W S/% 1，第二次升温期间只有气体释放；如果W S J W S…》1和w s//w s/》i，第二次升温期间释放的介质类型可能是液体，也有可能是先液体后 气体，具体结合w x e释放动力学曲线是否有气一液转换的突跃来判断。福清核电站101大修 和201大修破损燃料组件水回路取样结果和133Xe 释放动力学曲线见表3、表4和图4〜图6。
表3福清核电站1、2号机组破损燃料组件各温度平台的1311比活度
Table 3 1311 specific activity o f different temperature platforms for damaged fuel assemblies o f Fuqing 1 and 2
机组号燃料组件
加热前1311，
WS〇/(MBq/t)
第一温度平台131I,
W Si/ (MBq/t)
第二温度平台1311，
W S" (MBq/t)
无组件本底<0• 5——
正常组件本底<0. 7<0. 7一1号机组
破损组件YQF03G—9089
破损组件YQF04G—8381
无组件本底<1. 5一一2号机组
破损组件YQF059—14901463
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111.1
20
10
0.1
Fig. 5 133 Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF04G of Fuqing 1 and 2
70
w 0 10
20 30 40 50 60
—
气回路133Xe 活度/(MBq/t) 水回路温度/°C 时间x l 〇〇 s
图4福清核电站1、2号机组破损燃料组件YQF03G 的133X e 释放动力学曲线
Fig. 4 133 Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF03G of Fuqing 1 and 2
1009080
10 000
1 000
图5福清核电站1、2号机组破损燃料组件YQF04G 的133Xe 释放动力学曲线
表4
福清核电站1、2号机组破损燃料组件各温度平台的134C s +137C s 比活度
Table 4 134C s +137Cs specific activity of different temperature platforms for damaged fuel assemblies of Fuqing 1 and 2
机组号燃料组件加热前 134C s+137Cs ， WS 〇7 (MBq/t)
第一温度平台134C s+137Cs ，
WS2V (MBq/t)
第二温度平台134C s+137Cs,
WS2V (MBq/t)
无组件本底
<1.6——
正常组件本底<1.2<1.4一
1号机组
破损组件YQF03G —4224破损组件YQF04G
—25
25
无组件本底<2.8一
一
2号机组
破损组件YQF059
—
1 9641 856
注：正常组件因燃料包壳完整无破损，其试验结果与无组件本底的数据基本一致；同时每组疑似组件试验结束后，都需要对离线啜吸
装置的水回路和气回路进行冲洗检测，确保离线啜吸装置无沾污。因此为提升离线啜吸试验的效率，本底值通常采用无组件本底的数据。
100「
1 10 000
g
f t /(M B q /t )
10
o o
o o
6 5 4
3
P
/S
痛
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80
70
90100 000 10 000
—气回路133Xe 活度/(MBq/t) …水回路温度/°C 时间x l 〇〇 s
图6福清核电站1、2号机组破损燃料组件YQF059的133X e 释放动力学曲线
Fig. 6 133 Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF059 of Fuqing 1 and 2
对于破损燃料组件YQF 03G 、YQF 04G 和
YQF 059, WSi /WS 。》}和 WSi ’/WS 。’》；^ 有 可能是液体释放，也可能是先液体后气体释放， 结合图4〜图6的133X e 释放动力学曲线，破损组 件YQF 04G 在第一次升温期间133X e 的比活度有 一个明显的突跃，因此判断其是先液体释放后气
体释放，而破损燃料组件Y Q F 03G 和
Y Q F 059在
第一次升温过程中主要是液体释放；W S 2/
和
W S
//W &
1，因此，第二次升温
期间主要是气体释放。福清核电站1、2号机组 破损燃料组件升温期间释放的介质类型见表5。
表5
福清核电站1、2号机组破损燃料组件升温期间释放的介质类型
Table 5
Types of media released during temperature rise of the damaged fuel assemblies of Fuqing 1 and 2
机组号
燃料组件第一次升温期间释放的介质
第二次升温期间释放的介质
1号机组破损组件YQF03G 液体气体破损组件YQF04G 先液体后气体
气体2号机组
破损组件YQF059
液体
气体
3.2破损燃料组件破口当量的判断
S .I .G .给出了一系列133X e 释放动力学曲 线，可通过查阅133X e 释放动力学曲线判断破口
当量。较为繁琐的曲线给实际应用带来了一定的
困难，为简化使用难度，从中提取了两个温度平 台的平台温度、升温速率、释放的介质类型和升 温平衡时间等关键参数，制作了破损燃料组件破 口当量与133X e 平衡时间关系，见表6。给出了破 口 当量为 10 pm 、15 /urn 、20 jum 、25 /zm ，释放 介质为气体的133X e 升温平衡时间。给出了破口 当量15〜45 fxm ，间隔为5 (nm 的释放介质为液 体的133X e 升温平衡时间。因此依据离线嗫吸试 验结果，最终给出的破口当量也是一个范围。假 设破损燃料组件的破口当量为中，当某破损燃料 第一次升温的平衡时间大于已知破口当量
的升温平衡时间7\，乃小于已知破口当量 的升温平衡时间！^，则该燃料的破口当量 238
中B <^<^A ，同理推知升温平衡时间为T 2某破
损燃料的破口当量，然后求上述两个破口当量的 并集。
福建核电站参照表7，对于破损燃料Y Q F 03G ，其两个 温度平台分别为72 °C 和88 °C ，升温速率为 2°C /m i n ，第一次升温释放的是液体，
为
28 m i n ，对照表6中序号为8的133X e 升温平衡时 间，破口当量在35〜40/x m ；第二次升温释放的 是气体，T 2为13 m i n ，对照表6中序号为4 的133X e 升温平衡时间，T 2《破口当量为25/xm 的平衡时间，表中未给更大破口燃料组件的平衡 时间，因此以第一次平衡时间为准，判断破口当 量为35〜40卜111。对于破损燃料¥0^03〇，由于 其第一次升温期间释放的介质是先液体后气体， 因此判断其破口当量时以第二次升温平衡时间来 判断，其破口当量为20〜25 p m 。同理推知破损 燃料Y Q F 059的破口当量为25〜35 /x m
。
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