燃料包殼是核電廠防止放射性物質外逸的三道實體屏障(燃料包殼、反應堆冷卻劑承壓邊界和安全殼)的第一道屏障。核電廠運行期間通過監測反應堆冷卻劑中的裂變產物的碘核素的放射性比活度和它們的比例以及惰性氣體總比活度，可以判明堆芯內燃料包殼有否破損，並估計破損的程度。監測方法有兩類：①冷卻劑取樣分析；②線上測量反應堆冷卻劑輻射水平。
反應堆冷卻劑取樣分析 定期從反應堆冷卻劑取樣送到放化實驗室進行分析。γ能譜分析採用的探測器有多種，目前套用較廣的有高純鍺探測器和碘化鈉探測器。分析的核素有：131I、132I 、133I 、134I、135I 和133Xe、133mXe、135Xe、138Xe以及85mKr、87Kr、88Kr等。
取樣分析是最可靠和最精確的方法。一旦發現上述比活度有異常增加時，需再取樣分析作為覆核，並且增加測量次數。這種測量方法雖較為繁瑣，且不能連續監測，但確是不可少的。
線上監測 核電廠一般採用電離室來測量反應堆冷卻劑總γ的方法來連續監測和記錄反應堆冷卻劑的輻射水平的變化，該輻射水平若超過了預定值，立即取樣供實驗室分析，以查明變化的原因並決定採取必要的行動。為了避免反應堆冷卻劑中16N(半衰期為7.13s)影響裂變核素的測量靈敏度，反應堆冷卻劑必須經過2~3min的時延後才進行測量。對於壓水堆，一般可將探測器安裝在接近化容系統下泄管線處，並對探測器加以禁止，以降低環境輻射本底的影響。
限值與運行對策 反應堆冷卻劑中的裂變核素放射性比活度數值與燃料包殼破損率之間並非有一個簡單的對應關係，受包殼破損的類型、燃料燃耗深度、功率瞬態以及反應堆冷卻劑淨化流率等諸多因素的影響。儘管如此，下面以大亞灣核電廠為例來說明比活度限值時，還是給出了它們與燃料破損率的大致等效關係。從廠內輻射防護的角度來說，大亞灣核電廠輻射禁止設計的放射性源項以燃料包殼當量破損率1%為依據，反應堆冷卻劑中對應的裂變核素最大總放射性比活度為10.3TBq/t(其中惰性氣體總放射性比活度為9.25TBq/t)。運行技術規格書確定反應堆冷卻劑裂變核素限值的依據要比上述源項限值嚴格得多，它是取決於液態和氣態放射性核素總釋放量的年限值。大亞灣核電廠確定廢物量的“設計值”所假設的反應堆冷卻劑中131I當量放射性比活度：前1/4燃料循環為0 GBq/t，中間1/2燃料循環為4.44 GBq/t，後1/4燃料循環為37 GBq/t。在131I當量值為37 GBq/t時，反應堆冷卻劑中裂變核素總放射性比活度為1.11 TBq/t(其中惰性氣體總放射性比活度為0.90 TBq/t)，相當於堆芯燃料包殼當量破損率達0.10%左右。在此假設的反應堆冷卻劑放射性比活度水平下，大亞灣核電廠的液態和氣態放射性核素總釋放量均在允許的年限值以內。
燃料可靠性指標 世界核電營運者協會(WANO)十項運行性能指標之一，是對反應堆冷卻劑因燃料缺陷而活性增大提供的一種通用的量度。對壓水堆和重水堆而言，該指標值只涉及反應堆冷卻劑中131I的放射性活度。在使用該項指標時要注意它與計及所有碘核素的當量放射性活度的差別。
