核電廠安全殼結構完整性評估技術研究

張江濤，蔡達華，陶 鈞，趙傳禮

(中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314303)

0 引言

安全殼是核電廠的第三道安全屏障，其內部容納了反應堆冷卻劑系統、部分輔助系統和專設安全設施。安全殼的主要功能是在事故工況期間和以后限制放射性物質從堆芯和反應堆冷卻劑系統釋放到周圍環境。安全殼還能夠在運行工況和事故工況期間提供屏蔽，將運行工況下放射性物質的釋放降至最低限度，并保護反應堆不受外部事件的損害。作為核電廠中不可更換的構件，安全殼結構完整性是運行許可證延續安全評估的重要內容。

近年來隨著核電廠運行時間的增加，對安全殼老化的研究日益增多，鄭硯國等[1]研究了安全殼常見的老化機理；王蘇昇[2]基于安全殼老化機理，介紹了老化探測的主要方法和評價標準；王建樂等[3]基于安全殼可能的失效模式，構建了安全殼老化狀態和壽命評價的體系。但目前針對安全殼老化的研究大多用于土建維修管理，對在許可證延續中如何評估安全殼的結構完整性，目前研究還比較少。

本研究基于技術政策的總體要求，結合秦山核電廠在安全殼老化管理方面的實踐經驗和國際核電發達國家執照更新的技術路線，對安全殼結構完整性評估技術進行了研究，提出了安全殼結構完整性評估的方法和標準，采用該方法對秦山核電廠的安全殼進行了評估，評估結果通過了國家核安全局的技術審評。本研究建立的評估方法可為類似的老化管理活動提供參考。

1 安全殼老化狀態評估

1.1 老化效應的識別

利用“材料-環境-老化誘因”分析法識別適用于安全殼的老化效應。首先明確安全殼構件的建造材料和服役環境條件。安全殼的材料類別包括鋼筋混凝土、鋼襯里及附屬件、預應力系統等。安全殼的服役環境主要是室內、外空氣環境。然后根據電廠運行經驗和國際上通用的老化經驗反饋等識別出影響構件預定功能的老化效應，如表1所示。

表1 適用于安全殼的老化效應

1.2 老化參數檢測

根據秦山核電廠老化管理大綱及表1識別出的老化效應，在安全殼結構可達位置選取了15個測試區域，具體測試區域位置見圖1。檢測內容主要包含：1)外觀檢查；2)混凝土強度檢測；3)混凝土碳化深度檢測；4)鋼筋保護層厚度檢測；5)混凝土氯離子含量、堿含量、骨料堿活性測試；6)鋼筋銹蝕狀況檢測；7)混凝土抗滲性能測試；8)土樣氯離子、硫酸鹽和pH測試；9)鋼襯里和預應力筋錨具缺陷檢查。本文列出4項重要老化參數的檢測結果。

圖1 安全殼筒身測點示意圖及測區信息

1.2.1 混凝土強度檢測

依據GB/T 50344—2004《建筑結構檢測技術標準》、JGJ/T 23—2011《回彈法檢測混凝土抗壓強度技術規程》的有關規定，結合安全殼的建造年代和實際情況，采用回彈法進行混凝土強度測試。強度測試的測點選取安全殼外立面的混凝土表面，每個部位取10個測區測試。檢測中需對混凝土表面進行打磨，同時在回彈部位進行碳化深度測試并對回彈結果進行修正。

1.2.2 混凝土碳化深度檢測

采用化學試劑反應法，在具有代表性的測區表面形成直徑約15 mm的孔，噴灑1%～2%酒精酚酞溶液，變色后用碳化深度測量尺測量碳化深度，在測試混凝土強度位置均測量碳化深度。

1.2.3 鋼筋保護層厚度檢測

一般沿海環境下，碳化和氯離子侵蝕是導致鋼筋脫鈍銹蝕的主要因素。如果混凝土保護層厚度不足，碳化和氯離子侵入作用會迅速侵入混凝土超過鋼筋保護層厚度，鋼筋在有水分和氧氣供應的情況下可能發生銹蝕。

混凝土保護層厚度采用鋼筋雷達測試儀進行量測。選取安全殼外立面可觸及部位進行檢測。與現行規范規定的最小保護層厚度進行比對，確認鋼筋保護層厚度是否滿足規范最低要求，本次檢測為最外側分布鋼筋的保護層厚度。

1.2.4 混凝土氯離子、堿含量及骨料堿活性測試

堿骨料反應是威脅混凝土長期耐久性的重要病害之一，為了確定安全殼混凝土結構是否具有潛在堿-骨料反應條件，在安全殼混凝土構件上采用水鉆及專用磨削工具鉆取試樣，將樣品送實驗室進行骨料巖相分析和堿含量測試。堿骨料反應的特征是骨料發生膨脹和開裂；混凝土的裂縫形狀類似地圖狀的龜裂，往往是大面積的和內部外部均可發生的；骨料和水泥漿接觸的周邊發生反應；有反應產物堿硅酸凝膠。

氯離子侵蝕是導致混凝土中鋼筋銹蝕的主要原因之一，在安全殼混凝土構件上采用專用磨削工具鉆取試樣，樣品送實驗室進行對氯離子含量分析，可以判斷氯離子含量是否超過限值要求，結合鋼筋銹蝕狀況測試結果評價鋼筋銹蝕發生及發展情況。

采用巖相法對安全殼的混凝土粗骨料的堿活性進行檢測，結果表明TP1至TP14總堿量均大于《混凝土結構設計規范》提出的混凝土中堿含量限值3 kg/m3，具有潛在的堿活性，但是巖性分析未發現堿骨料反應的產物，目視檢查也未發現龜裂紋。部分測點氯離子含量高于規范最大氯離子含量，且測點氯離子含量由深度方向呈現出遞減趨勢，在運行階段可能有氯離子侵入。

針對氯離子侵入，常規做法是混凝土表面取芯，切片確認氯離子的侵入程度；而且安全殼不具備取芯條件，目前只能在安全殼表面取芯，測試表面氯離子含量(通常這一數值要遠遠超過規范規定的初始添加限值，且逐年增大)，建議建造初期留樣解決這一難題。

1.3 老化狀態評估

根據檢測結果，秦山核電廠安全殼結構老化狀態的評價結果如表2所示。

1.4 老化管理有效性的評估

技術政策要求電廠證明老化效應能夠得到合理地控制，保證構件在延續運行期間能夠執行其預定功能。電廠通過老化管理大綱來管理安全殼的老化效應。老化管理大綱的有效性應綜合評估大綱內容的充分性和執行效果的有效性。

1.4.1 大綱內容的充分性

關于老化大綱應包含的內容，核安全導則HAD 103/12給出了老化大綱要素的規定，包括監測參數、監測方法、趨勢分析等9個方面；NUREG—1801給出了安全殼老化管理大綱的主要條款。在老化管理大綱內容的充分性審查時，可以將HAD103/12和NUREG—1801作為對比標桿，就各項要素的內容進行比對，審查兩者是否一致。如果兩者一致，則電廠老化管理大綱是充分有效的；如果電廠老化管理大綱與國際通用的老化管理大綱不一致，可采用工程判斷方法或分析運行經驗反饋數據，判斷電廠老化管理大綱是否足以管理特定老化效應。如果判定電廠老化管理大綱存在不足，則必須對電廠的老化管理大綱進行加強。

1.4.2 大綱執行效果的有效性

大綱的執行效果是管理措施有效性的直接評判，根據大綱的執行情況，可以評判大綱管理特定老化效應的有效性。根據實際的檢查結果，可能出現下列情況：1)未發生大范圍的普遍的某類老化降質，說明大綱管理特定老化效應的方法是有效的；2)實施檢查后未檢出缺陷，而后續運行中發生部件老化失效，說明大綱管理特定老化效應的可檢出和及時性得不到保障；3)某類老化效應發生后，經過管理措施改進，未再出現反復發生的情況，說明大綱的糾正措施是有效的。

老化管理大綱的有效性評價需要上述兩方面的綜合評估，針對發現的弱項，制定并實施糾正行動，以確保延續運行期間大綱的有效性。電廠還應根據大綱的運行經驗、國內外核電廠的運行經驗，以及最新的研發成果，定期對大綱的有效性進行評估和升版。

2 安全殼安全性能評估

2.1 整體性試驗

2.1.1 試驗描述

秦山核電廠安全殼結構整體性試驗包括強度試驗和整體密封性試驗。第三次安全殼整體性試驗從2018年6月25日開始，到2018年7月1日結束，試驗最高壓力為0.230 MPa。整個試驗期間，試驗數據的測讀分三個階段進行：升壓前、升降壓期間和完全卸壓后。

2.1.2 強度試驗結果

(1)整體變位

圖2(a)、(b)分別為典型筒體測點徑向和豎向變位-壓力時程曲線。由圖可知，各測點升壓與卸壓曲線基本體現打壓對安全殼結構變形所產生的影響規律，變形大小臺階清晰，卸壓曲線恢復較好，結構殘余變形很小。本次試驗最大徑向變形出現在DF-04測位(方位318°38′，標高13.7 m)處，其最大變位為2.813 mm，其剩余變位(0.436 mm)為最大值的15%，沒有超過其最高測量值的20%。最大豎向變形出現在DF-17(方位284°04′，標高51.8 m)測位處，其最大變位為3.52 mm，其剩余變位(0.44 mm)為最大值的13%，沒有超過其最高測量值的20%。

圖2 筒體水平徑向及豎向變位-壓力時程曲線

(2)結構應變

如圖3所示，在最大壓力荷載情況下，穹頂環向應變測點中，最大應變值出現在標高60.0 m測點位置，為87.8 με(如測點600110H所示)。穹頂徑向應變測點中，最大應變值出現在標高61.0 m測點位置，為99.4 με(如測點610110V所示)，均小于理論上限值，說明在壓力試驗期間，應變測試結果滿足設計要求。

圖3 穹頂應變曲線

在最大壓力荷載情況下，筒壁環向應變測點中，最大應變值出現在標高30.8 m測點位置，為153.4 με；豎向應變測點中標高27.8 m、角度150° 位置應變最大，為50.8 με，如圖4所示，均小于理論上限值，說明在壓力試驗期間，筒身混凝土受力均勻，應變測試結果滿足設計要求。

圖4 標高27.8 m環向應變曲線

從圖3和圖4所示曲線中可以看出，結構應變均呈線性增長，各標高處應變比較均勻，卸壓后應變基本歸零，說明結構處于彈性狀態。

(3)強度試驗評價結論

由混凝土應變、結構整體變形及裂縫寬度數據分析，確定安全殼結構非預應力鋼筋未出現屈服，結構變形與應變隨試驗壓力呈線性可逆變化，結構機械性能良好；經安全殼內外觀檢查，安全殼混凝土外觀和鋼襯里未發現影響安全殼結構整體性能的缺陷，安全殼結構沒有永久性損壞的可見跡象，滿足驗收準則。

綜上所述，安全殼結構在打壓過程中仍處于彈性工作狀態下，整體性能良好，符合驗收準則，安全殼設計中規定的安全裕度未因運行和環境條件而有所降低，試驗合格。

2.1.3 整體密封性試驗結果

試驗數據取自2018年6月25日至30日的采集數據，采樣周期為5分鐘，幾個壓力平臺泄漏率的測定數據見表3。

表3 泄漏率測定結果表

(1)試驗結果分析

0.115 MPa平臺對泄漏率測試是比較重要的平臺，在此平臺根據測試結果可以初步判斷安全殼及其相關的壓力邊界有無明顯的泄漏?？紤]到0.115 MPa平臺持續時間較短以及混凝土的吸附效應，預試驗結果可以接受。

0.23 MPa平臺是安全殼整體密封性試驗最關鍵的平臺。通過安全殼內空氣壓力、平均溫度、有效水蒸氣分壓力以及有效干空氣壓力等曲線，判斷安全殼內空氣狀態穩定，同時測試數據的標準差較小，說明測定的數據的離散性很小，說明該平臺泄漏率測試結果真實、可靠。試驗測得的安全殼整體泄漏率Fm+ΔFm=0.055 8%(質量分數)/24 h，小于驗收準則0.165%(質量分數)/24 h。試驗結果說明安全殼密封性能良好，符合設計要求。

(2)安全殼密封性能評價

表4列出了最近兩次安全殼整體密封性試驗的測量值及裕度變化。從表中數據可以看出，這兩次試驗測得的安全殼整體泄漏率的測量值與允許極限值之間的裕度減少了10.5%，小于75%的限值，未發現泄漏顯著的增加。安全殼結構在經過近10年的服役期后密封性能沒有明顯降低。

2.2 預應力時限老化分析

2.2.1 模型的建立

依據秦山核電廠安全殼結構的施工圖紙，應用LUSAS軟件建立了安全殼原型結構的幾何模型。幾何模型中建立了460束根環向鋼束、336束縱向鋼束、213束穹頂鋼束。幾何模型中還建立了設備閘門孔和兩個人員閘門孔以及扶壁柱、基礎筏板、鋼板內襯里構件。數值模型建立中要對安全殼中1 009根鋼束進行精確定位，并將鋼束建立在模型中。

具有復雜預應力體系混凝土安全殼結構建模計算分析的技術難點是預應力荷載效應的模擬。預應力荷載是安全殼結構中最主要的荷載，能否精確模擬預應力荷載效應將直接關系到模型的計算精度。本論文在三維計算模型計算中將預應力離散成點荷載施加在安全殼上，該方法更為復雜但具有明顯優點，通過真實施加預應力于結構模型節點上，可以實現更高的計算精度，從而模擬安全殼結構中的預應力體系。根據作用于預應力上的分布荷載，根據作用力與反作用力原理，可方便求得作用于混凝土結構上的預應力等效荷載。

2.2.2 模型的驗證

為了驗證有限元模型的準確性，計算了安全殼結構在壓力試驗峰值壓力荷載作用下的結構響應，并與最近一次在役檢查壓力試驗中峰值壓力荷載作用下筒身應變的測量結果進行對比。

對比筒身應變測點計算結果和試驗結果可知：在峰值壓力荷載作用下，筒身所有應變測點的計算值均與試驗測量值吻合良好，證明了計算模型的準確性，可用于預應力限值的計算求解。

2.2.3 預應力限值計算

對于預應力混凝土安全殼結構而言，預應力損失是影響安全殼結構使用性能的關鍵因素，預應力時限老化分析主要目的是評估隨時間變化預應力損失對安全殼結構的影響。預應力限值是預應力時限分析評估的重要參數，預應力限值是指發生隨時間變化的預應力損失后，要求保證結構在使用末期設計功能完好剩余有效預應力的最小值。

安全殼結構模型分析中通過計算不同預應力損失、峰值試驗荷載壓力和重力作用下的結構響應，對比分析得到鋼束張拉端預應力最小要求值為927.5 MPa。

2.2.4 預應力損失計算及時限分析結論

秦山核電廠安全殼預應力時限老化分析，包括現階段預應力損失分析、壽期結束預應力損失分析以及延壽末期預應力損失分析三個階段，將三階段的鋼束預應力預測值與預應力限值比較，確定是否具備延壽條件。

安全殼結構中張拉控制應力為σcon=1 325 MPa，安全殼預應力鋼束在正常使用極限狀態計算中，需考慮由下列因素引起的預應力損失：

1)張拉端錨具變形及預應力鋼束的內縮；

2)預應力鋼束的摩擦；

3)預應力鋼束的應力松弛；

4)混凝土的收縮及徐變。

其中，1)、2)為瞬時損失，在鋼束張拉后短時間內完成；3)、4)為長期損失，是時限分析重點考慮的因素。

計算了第1年、第30年和第50年各預應力損失影響因素造成的理論預應力損失預測值，并計算了30年末和50年末的實際預應力值，與預應力限值比較，均大于預應力限值，表明在延續運行期間預應力體系具有執行安全功能的能力。

3 結論

本研究對秦山核電廠安全殼結構完整性進行了分析和評估。通過評估，得到如下結論：

1)安全殼總體狀態良好，未發現影響結構安全的缺陷；

2)安全殼老化管理大綱充分有效，可以保證老化效應得到合理控制；

3)安全殼結構在打壓過程中仍處于彈性工作狀態，整體性能良好，整體泄漏率滿足驗收準則，裕度沒有明顯降低；

4)安全殼預應力水平可以覆蓋到延續運行期末。