核电站乏燃料组件破损的检测方法

    公开(公告)号:CN111145923A

    公开(公告)日:2020-05-12

    申请号:CN201911171562.1

    申请日:2019-11-26

    IPC分类号: G21C17/04

    摘要: 本发明公开一种核电站乏燃料组件破损的检测方法,其包括以下步骤:1)将保温密闭筒体置于燃料水池中,并向燃料水池注入去离子水;2)将燃料水池内贮存冷却2年以上的乏燃料组件装入保温密闭筒体内,并用顶盖封盖保温密闭筒体;3)对保温密闭筒体充气排水,并保压检漏;4)对保温密闭筒体进行抽真空、加热和保温;以及5)从保温密闭筒体取样,并通过设有耐压β灵敏探测器的气体放射性浓度测量装置完成Kr-85放射性浓度检测。相对于现有技术,本发明核电站乏燃料组件破损的检测方法通过保温密闭筒体抽真空、电加热和Kr-85放射性浓度加压测量技术,加速乏燃料组件中Kr-85的释放,增加Kr-85的总活度,提高Kr-85放射性浓度测量准确性,准确判断乏燃料组件的完整性。