一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法技术

本发明专利技术公开了一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，通过计算钠冷快堆取样时刻核素的释放量及取样时刻母核衰变，取第三代衰变子体的活度得到在意外事故工况下对钠冷快堆取样时刻的核素的释放份额，将计算得到的核素释放份额与实际已出现的意外事故时的核素释放份额进行比较，得到确定的钠冷快堆堆芯损伤类型，堆芯损伤类型包括三类堆芯无损伤、燃料包壳气密性破损、燃料包壳破损；根据得到的确定的堆芯类型用于快速指导紧急情况的安全防护与施救措施。的安全防护与施救措施。的安全防护与施救措施。

【技术实现步骤摘要】
一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法


[0001]本专利技术属于核与辐射应急
，具体涉及一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法。

技术介绍

[0002]由于燃料功率线密度和燃耗的提高，钠冷快堆中燃料和包壳性能始终受到高度关注，燃料破损探测在快堆安全中占重要位置。在反应堆正常运行工况下，不允许出现大量的燃料元件密封性破坏或大的燃料元件包壳破损，在燃料元件密封性的破坏超过了允许极限的情况下，一回路冷却剂与覆盖气体可能会被裂变产物较严重污染，并使核燃料落入到一回路中。在钠冷快堆中堆芯的损伤最能体现燃料损伤程度，如何确定堆芯损伤程度是极为重要的，堆芯损伤程度的确定可为事故工况下的防护提供有效的数据支持。

技术实现思路

[0003]针对现有技术所存在的上述技术问题，本专利技术的目的在于提供可以定性判断堆芯的损伤状态及定量评价堆芯的损伤程度的基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法。
[0004]为实现上述专利技术目的，本专利技术采用的技术方案如下：一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，包本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，其特征是：包括以下步骤：(1)对钠冷快堆核素取样；(2)对钠冷快堆取样时刻核素的释放活度估算；(3)对钠冷快堆取样时刻核素的源项估算；(4)对钠冷快堆取样时刻核素的释放份额估算；(5)将上述具体核素的释放份额估算结果与包壳气密性破损、燃料包壳破损进行比较确定钠冷快堆堆芯损伤类型。2.根据权利要求1所述的一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，其特征是：所述步骤(2)中，核素的释放活度通过公式(1)进行计算，其中，A
i
表示取样时刻第i种核素的释放量，Bq；A
c
％表示取样时刻第i种核素在一回路钠中的比活度，Bq/g；M
c
表示取样时刻一回路剩余钠的质量，t；表示取样时刻第i种核素分别在主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅中的比活度，Bq/cm3；V
j
分别表示主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅的自由容积，m3。3.根据权利要求2所述的一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，其特征是：对取样时刻第i种核素分别在主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅中的比活度通过公式(2)进行修正，其中，表示第i种核素样品中的比活度，Bq/cm3；P
v,j
表示取样腔体(主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅)中的气压，Pa；P
s,j
表示核素样品的气压，Pa；T
v,j
表示取样腔体(主容器覆盖气腔、堆顶防护罩以及安全壳大厅)中的温度，℃；T
s,j
表示核素样品的温度，℃。4.根据权利要求1所述的一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法，其特征是：所述步骤(3)中，所述核素的源项估算通过核素衰变过程中第三代子体的活度表示，通过公式(6)计算，其中：A
d3
(t)为第...

【专利技术属性】
技术研发人员：梁博宁，杨亚鹏，张建岗，李国强，冯宗洋，贾林胜，王宁，刘一宁，
申请(专利权)人：中国辐射防护研究院，
类型：发明
国别省市：