燃料组件及燃料棒破损检漏技术，可应用于核电站反应堆

技术简介

（一）湿法离线检漏系统

（1）在密闭系统中利用高温水对乏燃料组件的循环冲刷以及系统压力的变化等加速释放手段加速组件中放射性核素向回路水中的释放；
（2）通过在线γ探测器连续监测系统中γ剂量的变化情况；通过水样核素分析和树脂吸附的方法对水样中的¹³⁷Cs、¹³⁴Cs、²³⁵U及²³⁸U等核素进行定性和定量的分析；
（3）利用脱气回路将水回路中的气体收集起来，并在抽气系统中在线监测气流β剂量的变化情况；利用活性炭低温吸附的方法对⁸⁵Kr进行吸附。

（4）通过典型核素的有无和检出量初步判断燃料组件是否存在破损。

（二）干法啜吸检漏系统

将疑似破损燃料元件装入检漏装置内，干式贮存，为了加速⁸⁵Kr从元件包壳内溢出，在装置容器外设置加热装置，将其加热至80±5℃，尽可能多的将⁸⁵Kr从燃料元件内释放出来，在通过捕集系统，对盛有燃料元件的容器抽负压0.05MPa以上，利用液氮将⁸⁵Kr液化后，再通过装有活性炭的捕集器将⁸⁵Kr收集到捕集器内，用HPGe γ数字谱仪检测活性碳内是否有⁸⁵Kr，以此判断乏燃料元件是否破损。

技术特点

（1）设计完成了国内第一套既能完成溶于水中的特征核素¹³⁷Cs收集，又能完成溶于水中的气态特征核素⁸⁵Kr的收集的燃料组件破损装置。可以满足任何破口、停堆时间、干湿的燃料组件及燃料棒进行离线检漏工作。对¹³⁷Cs检出下限为0.5Bq/L，对⁸⁵Kr的检出下限为19 Bq/L，整体处于国内领先水平。
（2）燃料组件盛装容器。采用下端包覆，上端弹簧压紧的方法，实现了燃料组件在容器内的精确定位，确保了燃料组件安全。锁紧采用当根梯形螺纹压紧，成功实现了在1.6MPa下的水下10米密封锁紧，结构简单，操作方便，防止了不锈钢间咬死的风险。
（3）水下加热和啜吸技术。采用硅胶加热带和聚氨酯绝热的方法，在水下8米水深，宽（240mm）×长(2400)的狭小空间内，成功实现了在对水池任何地方水温无影响的前提下将容器内温度加热到80±5℃的要求，同时通过加热方法加速了⁸⁵Kr气体的释放，通过充氦升压使啜吸容器内气体自流通过活性碳捕集器的方法大大提高了捕集效率。

技术指标

（一）湿法离线检漏系统
（1）对¹³⁷Cs检出下限为0.5Bq/L；
（2）对¹³⁷Cs的吸附效率：
¹³⁷Cs释放量小于1000 Bq时大于100Bq时＞50%；
¹³⁷Cs释放量大于1000 Bq时＞92%；
（3）对⁸⁵Kr的检出下限为19 Bq/L；
（4）对⁸⁵Kr的吸附效率：
⁸⁵Kr 释放量小于10000 Bq大于5000Bq时＞3%；
⁸⁵Kr 释放量大于10000 Bq时＞15%；
（5）系统最高温度 80±5℃（可调）
（二）干法啜吸检漏系统
对⁸⁵Kr的吸附效率：＞72.5% （标定时注入⁸⁵Kr 量为10000 Bq）；
系统最高温度 80±5℃（可调）；

技术水平

国际先进

应用领域和范围

可应用于核电站反应堆的燃料元件破损检漏。

专利状态

已申请专利3项

技术状态

小批量生产、工程应用阶段

合作方式

合作开发技术服务

投入需求

200 万