补充资料：燃料包壳完整性监督

燃料包壳完整性监督
monitoring of integrity of fuel cladding

　　ranl旧0 booq旧0 wonzhengx旧gJ旧ndu姗料包壳完盆性监任(monitoring of inte-grity of fuel cladding)燃料包壳是核电厂防止放射性物质外逸的三道实体屏障(燃料包壳、反应堆冷却剂承压边界和安全壳)的第一道屏障。核电厂运行期间通过监侧反应堆冷却剂中的裂变产物的碘核素的放射性比活度和它们的比例以及惰性气体总比活度，可以判明堆芯内嫌料包壳有否破损，并估计破损的程度。监侧方法有两类:①冷却剂取样分析;②在线测量反应堆冷却剂辐射水平. 反应堆冷却剂取样分析定期从反应堆冷却剂取样送到放化实验室进行分析。y能谱分析采用的探测器有多种，目前应用较广的有高纯锗探测器和碘化钠探侧器。分析的核素有:”，I、’321、’331、’3‘I、’351和，33 Xe、‘33mXe、’35Xe、’3.Xe以及85“Kr、.7Kr、“sKr等。’“，I当t放射性比活度值人(I)与惰性气体总放射性比活度值A(G)的计算公式为 A.(I)=A(’“，I)十A(’321)/30十A(’331)/4 十A(’341)/50+A(‘351)/10(1)式中A(’311)，A(‘32D等是实测的对应核素放射性比活度。 A(G)~A(85mKr)+A(87Kr)+A(“SKr) 十A(I33Xe)+A(133.Xe)+A(’35Xe) 十A(，38Xe)(2)式中A(8s，Kr)，A沪Kr)等是实测的对应核素放射性比活度。 取样分析是最可靠和最精确的方法.一旦发现上述比活度有异常增加时，需再取样分析作为复核，并且增加侧t次数。这种侧量方法虽较为繁琐，且不能连续监侧，但确是不可少的。 在线监测核电厂一般采用电离室来测量反应堆冷却剂总了的方法来连续监测和记录反应堆冷却剂的辐射水平的变化，该辐射水平若超过了预定值，立即取样供实验室分析，以查明变化的原因并决定采取必要的行动。为了进免反应堆冷却剂中’‘N(半衰期为7.13s)影响裂变核素的侧t灵敏度，反应堆冷却剂必须经过2~3min的时延后才进行侧量。对于压水堆，一般可将探侧器安装在接近化容系统下泄管线处，并对探侧器加以屏蔽，以降低环境辐射本底的影响。 限值与运行对策反应堆冷却剂中的裂变核素放射性比活度数值与嫩料包壳破损率之间并非有一个简单的对应关系，受包壳破损的类型、燃料嫩耗深度、功率瞬态以及反应堆冷却剂净化流率等诸多因素的影响。尽管如此，下面以大亚清核电厂为例来说明比活度限值时，还是给出了它们与燃料破损率的大致等效关系。

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