福清核电站1、2号机组首循环燃料组件破口当量判断

2020-06-24范柄辰叶张瀚

中国核电 2020年2期

范柄辰，张军，叶张瀚，曹刚

(福建福清核电有限公司，福建福清 350318)

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，裂变产物就会进入到冷却剂中，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PMC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PMC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 μm的燃料组件不再入堆复用。

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NaI谱仪连续监测的133Xe释放动力学曲线(见图2)，通过133Xe第一次升温平衡时间T1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。

图1 离线啜吸装置原理图Fig.1 Schematic of off-line sipping device

图2 典型的133Xe释放动力学曲线Fig.2 Typical 133Xe 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 ℃/min或2 ℃/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 ℃/min，101大修采用了72 ℃和88 ℃的温度平台，201大修采用了55 ℃和80 ℃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

表2 福清核电站1、2号机组离线啜吸装置的试验条件

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Fig.3 Schematic of damaged fuel release 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Xe等气体裂变产物，131I及其同位素，Cs的放射性同位素等。其中133Xe主要存在于气体中，131I、134Cs和137Cs主要存在于液体中。因此通过水回路人工取样监测131I、134Cs和137Cs的比活度，同时结合133Xe释放动力学曲线是否有气-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131I，134Cs+137Cs的比活度分别为WS0，WS0′；第一温度平台人工取样分析131I，134Cs+137Cs的比活度分别为WS1，WS1′；第二温度平台人工取样分析131I，134Cs+137Cs的比活度分别为WS2，WS2′。如果WS1/WS0≈1或WS1′/WS0′≈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WS1/WS0≫1和WS1′/WS0≫1，则主要存在于液体中的裂变产物有部分释放，如果133Xe释放动力学曲线有气-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133Xe释放动力学曲线没有气-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WS2/WS1≈1或WS2′/WS1′≈1，第二次升温期间只有气体释放；如果WS1/WS0≫1和WS1′/WS0′≫1，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133Xe释放动力学曲线是否有气-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131I比活度

表4 福清核电站1、2号机组破损燃料组件各温度平台的134Cs+137Cs比活度

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。

图4 福清核电站1、2号机组破损燃料组件YQF03G的133Xe释放动力学曲线Fig.4 133Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF03G of Fuqing 1 and 2

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Fig.5 133Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF04G of Fuqing 1 and 2

图6 福清核电站1、2号机组破损燃料组件YQF059的133Xe释放动力学曲线Fig.6 133Xe release kinetics curve of the damaged fuel assembly YQF059 of Fuqing 1 and 2

对于破损燃料组件YQF03G、YQF04G和YQF059，WS1/WS0≫1和WS1′/WS0′≫1，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133Xe释放动力学曲线，破损组件YQF04G在第一次升温期间133Xe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YQF03G和YQF059在第一次升温过程中主要是液体释放；WS2/WS1≈1和WS2′/WS1′≈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

3.2 破损燃料组件破口当量的判断

S.I.G.给出了一系列133Xe释放动力学曲线，可通过查阅133Xe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133Xe平衡时间关系，见表6。给出了破口当量为10 μm、15 μm、20 μm、25 μm，释放介质为气体的133Xe升温平衡时间。给出了破口当量15～45 μm，间隔为5 μm的释放介质为液体的133Xe升温平衡时间。因此依据离线啜吸试验结果，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Φ，当某破损燃料第一次升温的平衡时间T1大于已知破口当量ΦA的升温平衡时间TA，T1小于已知破口当量ΦB的升温平衡时间TB，则该燃料的破口当量ΦB<Φ<ΦA，同理推知升温平衡时间为T2某破损燃料的破口当量，然后求上述两个破口当量的并集。

参照表7，对于破损燃料YQF03G，其两个温度平台分别为72 ℃和88 ℃，升温速率为2 ℃/min，第一次升温释放的是液体，T1为28 min，对照表6中序号为8的133Xe升温平衡时间，破口当量在35～40 μm；第二次升温释放的是气体，T2为13 min，对照表6中序号为4的133Xe升温平衡时间，T2≪破口当量为25 μm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 μm。对于破损燃料YQF03G，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 μm。同理推知破损燃料YQF059的破口当量为25～35 μm。