核电厂安全壳结构完整性评估技术研究.pdf

741核电研发NuclearPowerR&D核电厂安全整性评估技术研究张江涛，蔡达华，陶同钧，赵传礼（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314303)摘要：为建立安全壳结构完整性的评估方法，以对核电厂延寿的安全评估提供技术支持，本研究基于核安全监管技术政策的原则要求，结合核电厂多年的实践经验，提出了安全壳结构完整性评估的方法及评价标准。采用该方法对秦山核电厂的安全壳进行了评估，评估内容包括老化效应的识别和评估、老化管理大纲的有效性评估、安全壳整体强度和密封性能评估以及预应力时限老化分析。评估结果表明，安全壳总体状态良好，老化管理措施充分有效，安全壳整体性能和安全裕度没有明显降低，预应力水平可以覆盖到延续运行期末。评估内容通过了核安全技术审评。因此，本研究建立的评估方法能够用于安全壳结构完整性的评估，可为其他老化管理活动提供参考。关键词：核电厂；安全壳；老化评估；时限老化分析；结构完整性中图分类号：TM623文献标志码：A文章编号：16 7 4-16 17（2 0 2 3）0 5-0 7 41-0 7Study on the Structural Integrity Assessment of the Containment inNuclear Power PlantsZHANG Jiangtao,CAI Dahua,TAO Jun,ZHAO Chuanli(Nuclear Power Operation Management Co.,Ltd.,CNNP,Haiyan,Zhejiang Prov.314303,China)Abstract:In order to establish the evaluation method of the structural integrity of the containment and providetechnical support for safety evaluation of life extension of nuclear power plants,this study is based on the princi-ples of nuclear safety supervision technical policy and the practical experience of the plant,the methods and e-valuation standards of the containment structural integrity are developed.This method is applied for evaluationof the containment of Qinshan NPP,which includes identification of the ageing effect,effectiveness assessmentof the ageing management program,assessment of the strength and overall sealing performance of the contain-ment,and analysis of pre-stress.The evaluation shows that the overall condition of the containment is verygood,the ageing management measures are fully effective,the overall performance and the safety margin of thecontainment are not significantly reduced,and the pre-stress level can cover the end of the period of the life ex-tension.The evaluation has passed the nuclear safety technical review.Therefore,the evaluation method estab-lished in this study can be used to assess the integrity of the containment and provide a reference for other ageingmanagement activities.Key words:nuclear power plants;containment;ageing assessment;TLAA;structural integrityCLCnumber:TM623Article character:AArticleID:1674-1617(2023)05-0741-070引言安全壳是核电厂的第三道安全屏障，其内部容纳了反应堆冷却剂系统、部分辅助系统和专设安全设施。安全壳的主要功能是在事故工况期间和以后限制放射性物质从堆芯和反应堆冷却剂系统释放到周围环境。安全壳还能够在运行工况和事故工况期间提供屏蔽，将运行工况下放射性物质的释放降至最低限度，并保护反应堆不受外部事件的损害。作为核电厂中不可更换的构件，安全壳结构完整性是运行许可证延续安全评估的重要内容。近年来随着核电厂运行时间的增加，对安全壳老化的研究日益增多，郑砚国等1 研究了安全壳常见的老化机理；王苏昇2 基于安全壳老化机理，介绍了老化探测的主要方法和评价标准；王建乐等3 基于安全壳可能的失效模式，构建了安全壳老化状态和寿命评价的体系。但目前针对安收稿日期：2 0 2 3-0 7-19作者简介：张江涛（198 5一），男，山西阳泉人，高级工程师，学士，从事核电厂老化管理工作（E-mail：z h a n g j t c n n p.c o m.c n）。742中国核电第16 卷第5期2023年10 月POWER全壳老化的研究大多用于土建维修管理，对在许可证延续中如何评估安全壳的结构完整性，目前研究还比较少。本研究基于技术政策的总体要求，结合秦山核电厂在安全壳老化管理方面的实践经验和国际核电发达国家执照更新的技术路线，对安全壳结构完整性评估技术进行了研究，提出了安全壳结构完整性评估的方法和标准，采用该方法对秦山核电厂的安全壳进行了评估，评估结果通过了国家核安全局的技术审评。本研究建立的评估方法可为类似的老化管理活动提供参考。1安全壳老化状态评估1.1老化效应的识别利用“材料一环境一老化诱因”分析法识别适用于安全壳的老化效应。首先明确安全壳构件的建造材料和服役环境条件。安全壳的材料类别包括钢筋混凝土、钢衬里及附属件、预应力系统等。安全壳的服役环境主要是室内、外空气环境。然后根据电厂运行经验和国际上通用的老化经验反馈等识别出影响构件预定功能的老化效应，如表1所示。表1适用于安全壳的老化效应Table1Applicable ageing effect of the containment材料老化机理老化效应化学腐蚀：浸析和风化空隙率增加硫酸盐腐蚀体积变化/开裂酸碱反应空隙率增加/侵蚀碱一骨料反应体积变化/开裂混凝土物理侵蚀：盐结晶开裂冻融开裂、剥落磨损、冲蚀、气蚀截面减小热循环开裂、剥落、强度降低疲劳/振动开裂腐蚀混凝土开裂、剥落普通钢筋温度升高强度降低疲劳黏结力降低腐蚀截面减小温度升高强度降低后张预应力系统疲劳混凝土开裂应力松弛、锚固端影响预应力损失腐蚀截面减小钢衬里、其他钢构件疲劳开裂温度升高强度降低1.2老化参数检测根据秦山核电厂老化管理大纲及表1识别出的老化效应，在安全壳结构可达位置选取了15个测试区域，具体测试区域位置见图1。检测内容主要包含：1）外观检查；2）混凝土强度检测；3）混凝土碳化深度检测；4）钢筋保护层厚度检测；5）混凝土氯离子含量、碱含量、骨料碱活性测试；6）钢筋锈蚀状况检测；7）混凝土抗渗性能测试；8）土样氯离子、硫酸盐和pH测试；9）钢衬里和预应力筋锚具缺陷检查。本文列出4项重要老化参数的检测结果。743核电研发NuclearPowerR&D序号测点编号方位/（）标高1TP1197底部2TP2210底部90TP12TP13TP113TP3225底部TP104TP4237底部TP145TP5253底部TP96TP6270底部TP15TP87TP7315底部18008TP86底部TP19TP92625m平台TP210TP105325m平台210%TP311TP116625m平台TP7TP4TP512TP127525m平台TP627013TP1311425m平台14TP1414725m平台15TP15弯顶图1安全壳筒身测点示意图及测区信息Fig.1Test points and the measuring area information of the containment1.2.1混凝土强度检测依据GB/T50344一2 0 0 4建筑结构检测技术标准、JGJ/T23一2 0 11回弹法检测混凝土抗压强度技术规程的有关规定，结合安全壳的建造年代和实际情况，采用回弹法进行混凝土强度测试。强度测试的测点选取安全壳外立面的混凝土表面，每个部位取10 个测区测试。检测中需对混凝土表面进行打磨，同时在回弹部位进行碳化深度测试并对回弹结果进行修正1.2.2混凝土碳化深度检测采用化学试剂反应法，在具有代表性的测区表面形成直径约15mm的孔，喷洒1%2%酒精酚酞溶液，变色后用碳化深度测量尺测量碳化深度，在测试混凝土强度位置均测量碳化深度。1.2.3钢筋保护层厚度检测一般沿海环境下，碳化和氯离子侵蚀是导致钢筋脱钝锈蚀的主要因素。如果混凝土保护层厚度不足，碳化和氯离子侵入作用会迅速侵入混凝土超过钢筋保护层厚度，钢筋在有水分和氧气供应的情况下可能发生锈蚀。混凝土保护层厚度采用钢筋雷达测试仪进行量测。选取安全壳外立面可触及部位进行检测。与现行规范规定的最小保护层厚度进行比对，确认钢筋保护层厚度是否满足规范最低要求，本次检测为最外侧分布钢筋的保护层厚度。1.2.4混凝土氯离子、碱含量及骨料碱活性测试碱骨料反应是威胁混凝土长期耐久性的重要病害之一，为了确定安全壳混凝土结构是否具有潜在碱一骨料反应条件，在安全壳混凝土构件上采用水钻及专用磨削工具钻取试样，将样品送实验室进行骨料岩相分析和碱含量测试。碱骨料反应的特征是骨料发生膨胀和开裂；混凝土的裂缝形状类似地图状的龟裂，往往是大面积的和内部外部均可发生的；骨料和水泥浆接触的周边发生反应；有反应产物碱硅酸凝胶。氯离子侵蚀是导致混凝土中钢筋锈蚀的主要原因之一，在安全壳混凝土构件上采用专用磨削工具钻取试样，样品送实验室进行对氯离子含量分析，可以判断氯离子含量是否超过限值要求，结合钢筋锈蚀状况测试结果评价钢筋锈蚀发生及发展情况。采用岩相法对安全壳的混凝土粗骨料的碱活性进行检测，结果表明TP1至TP14总碱量均大于混凝土结构设计规范提出的混凝土中碱含量限值3kg/m，具有潜在的碱活性，但是岩性分析未发现碱骨料反应的产物，目视检查也未发现龟裂纹。部分测点氯离子含量高于规范最大氯离子含量，且测点氯离子含量由深度方向呈现出递减趋势，在运行阶段可能有氯离子侵入。针对氯离子侵人，常规做法是混凝土表面取744中国核电第16 卷第5期2023年10 月POWER芯，切片确认氯离子的侵入程度；而且安全壳不具备取芯条件，目前只能在安全壳表面取芯，测试表面氯离子含量（通常这一数值要远远超过规范规定的初始添加限值，且逐年增大），建议建造初期留样解决这一难题。1.3老化状态评估根据检测结果，秦山核电厂安全壳结构老化状态的评价结果如表2 所示。表2老化状态评价结果Table2Agingevaluation results序号检测内容老化状态评价结论安全壳总体状态良好，局部存在一些缺陷，如顶部铅垂线与筒壁脱开；钢爬梯部分构件锈1外观检查蚀、预埋件脱空；弯顶抹灰层起壳，错位；穹顶环梁顶部抹灰开裂2混凝土强度检测测试结果满足设计要求，混凝土强度未见退化3混凝土碳化深度检测所测位置碳化深度小于钢筋保护层厚度，尚未达到钢筋表面4钢筋保护层厚度检测所测位置保护层厚度均基本符合现行GB500102010混凝土结构设计规范的最低要求部分测点表面氯离子含量高于规范最大氯离子含量，按深度方向逐层测试氯离子含量，结果5混凝土氯离子含量测试显示氯离子含量逐层降低，钢筋表面氯离子含量满足规范限值6混凝土碱含量测试部分测区总碱量均大于规范碱含量限值3kg/m，有发生碱骨料反应的潜在风险7骨料岩相分析岩相分析显示有活性骨料，但未见碱骨料反应的产物，混凝土表面未见龟裂纹8钢筋锈蚀检测受力钢筋无锈蚀迹象9混凝土抗渗性能测试测试区域具有中高渗透性土样氯离子、硫酸根离子和10硫酸盐、氯离子、酸性物质对地下混凝土结构侵蚀程度极其轻微pH测试钢衬里总体状态良好，部分位置存在鼓包，涂层表面麻面、涂层表面脱落；钢衬里空鼓钢衬里和预应力筋锚具缺陷11113处，与2 0 15年检查记录对比，共发现7 处原有空鼓发生尺寸变化，变化率6%。锚具外检查观良好，未发现严重锈蚀、破损现象1.4老化管理有效性的评估技术政策要求电厂证明老化效应能够得到合理地控制，保证构件在延续运行期间能够执行其预定功能。电厂通过老化管理大纲来管理安全壳的老化效应。老化管理大纲的有效性应综合评估大纲内容的充分性和执行效果的有效性。1.4.1大纲内容的充分性关于老化大纲应包含的内容，核安全导则HAD103/12给出了老化大纲要素的规定，包括监测参数、监测方法、趋势分析等9个方面；NUREG一18 0 1给出了安全壳老化管理大纲的主要条款。在老化管理大纲内容的充分性审查时，可以将HAD103/12和NUREG一18 0 1作为对比标杆，就各项要素的内容进行比对，审查两者是否一致。如果两者一致，则电厂老化管理大纲是充分有效的；如果电厂老化管理大纲与国际通用的老化管理大纲不一致，可采用工程判断方法或分析运行经验反馈数据，判断电厂老化管理大纲是否足以管理特定老化效应。如果判定电厂老化管理大纲存在不足，则必须对电厂的老化管理大纲进行加强。1.4.2大纲执行效果的有效性大纲的执行效果是管理措施有效性的直接评判，根据大纲的执行情况，可以评判大纲管理特定老化效应的有效性。根据实际的检查结果，可能出现下列情况：1）未发生大范围的普遍的某类老化降质，说明大纲管理特定老化效应的方法是有效的；2）实施检查后未检出缺陷，而后续运行中发生部件老化失效，说明大纲管理特定老化效应的可检出和及时性得不到保障；3）某类老化效应发生后，经过管理措施改进，未再出现反复发生的情况，说明大纲的纠正措施是有效的。老化管理大纲的有效性评价需要上述两方面的综合评估，针对发现的弱项，制定并实施纠正行动，以确保延续运行期间大纲的有效性。电厂还应根据大纲的运行经验、国内外核电厂的运行经验，以及最新的研发成果，定期对大纲的有效性进行评估和升版。745核电研发NuclearPowerR&D2安全壳安全性能评估2.1整体性试验2.1.1试验描述秦山核电厂安全壳结构整体性试验包括强度试验和整体密封性试验。第三次安全壳整体性试验从2 0 18 年6 月2 5日开始，到2 0 18 年7 月1日结束，试验最高压力为0.2 30 MPa。整个试验期间，试验数据的测读分三个阶段进行：升压前、升降压期间和完全卸压后。2.1.2强度试验结果（1）整体变位图 2 (a)、(b)分别为典型筒体测点径向和竖向变位一压力时程曲线。由图可知，各测点升压与卸压曲线基本体现打压对安全壳结构变形所产生的影响规律，变形大小台阶清晰，卸压曲线恢复较好，结构残余变形很小。本次试验最大径向变形出现在DF一0 4测位（方位318 38，标高13.7m）处，其最大变位为2.8 13mm，其剩余变位（0.436 mm）为最大值的15%，没有超过其最高测量值的2 0%。最大竖向变形出现在DF一17（方位2 8 40 4，标高51.8 m）测位处，其最大变位为3.52 mm，其剩余变位（0.44mm）为最大值的13%，没有超过其最高测量值的2 0%。34.00DF-6+DF-142.53.50-DF-7DF-153.002-DF-8DF-16uu/亚wu/2.50DF-171.5DF-92.001.5011.000.50.5000.0005811523011500581152301150压力/kPa压力/kPa（a）D F0 6 0 9筒体水平径向(b)DF1417 垂直竖向图2筒体水平径向及竖向变位一压力时程曲线Fig.2The curve of horizontal radial and vertical change-pressure time course(2)结构应变如图3所示，在最大压力荷载情况下，顶环向应变测点中，最大应变值出现在标高60.0m测点位置，为8 7.8（如测点6 0 0 110 H所示）。穹顶径向应变测点中，最大应变值出现在标高6 1.0 m测点位置，为99.4（如测点610110V所示），均小于理论上限值，说明在压力试验期间，应变测试结果满足设计要求。在最大压力荷载情况下，筒壁环向应变测点中，最大应变值出现在标高30.8 m测点位置，为153.4s；竖向应变测点中标高2 7.8 m、角度150 位置应变最大，为50.8 e，如图4所示，均小于理论上限值，说明在压力试验期间，筒身混凝土受力均匀，应变测试结果满足设计要求。120.0160.0600110H-278030H140.0100.0600110V278050H120.0-610110H-278070H80.0100.03m/31/610110V278110H60.080.0-625110H278130H60.040.0-278150H40.020.020.00.00.00581152301150581152301150压力/kPa压力/kPa图3顶应变曲线图4标高2 7.8 m环向应变曲线Fig.3The curve of dome strainFig.4The curve of circumferential strain at 27.8 meter elevation746中国核电第16 卷第5期2023年10 月WER从图3和图4所示曲线中可以看出，结构应变均呈线性增长，各标高处应变比较均匀，卸压后应变基本归零，说明结构处于弹性状态。(3)强度试验评价结论由混凝土应变、结构整体变形及裂缝宽度数据分析，确定安全壳结构非预应力钢筋未出现屈服，结构变形与应变随试验压力呈线性可逆变化，结构机械性能良好；经安全壳内外观检查，安全壳混凝土外观和钢衬里未发现影响安全壳结构整体性能的缺陷，安全壳结构没有永久性损坏的可见迹象，满足验收准则。综上所述，安全壳结构在打压过程中仍处于弹性工作状态下，整体性能良好，符合验收准则，安全壳设计中规定的安全裕度未因运行和环境条件而有所降低，试验合格。2.1.3整体密封性试验结果试验数据取自2 0 18 年6 月2 5日至30 日的采集数据，采样周期为5分钟，几个压力平台泄漏率的测定数据见表3。表3泄漏率测定结果表Table3LeakageratemeasurementresultsFm（%（质量AFm（%（质量Fm+Fm(%(质量压力平台/MPa平台时间/h备注分数）/2 4h)分数）/2 4h)分数）/2 4h)0.1156.60.0680可接受0.2325.20.04760.00820.0558满足验收准则（1）试验结果分析0.115MPa平台对泄漏率测试是比较重要的平台，在此平台根据测试结果可以初步判断安全壳及其相关的压力边界有无明显的泄漏。考虑到0.115MPa平台持续时间较短以及混凝土的吸附效应，预试验结果可以接受。0.23MPa平台是安全壳整体密封性试验最关键的平台。通过安全壳内空气压力、平均温度、有效水蒸气分压力以及有效干空气压力等曲线，判断安全壳内空气状态稳定，同时测试数据的标准差较小，说明测定的数据的离散性很小，说明该平台泄漏率测试结果真实、可靠。试验测得的安全壳整体泄漏率Fm十Fm=0.0558%（质量分数）/2 4h，小于验收准则0.16 5%（质量分数）/2 4h。试验结果说明安全壳密封性能良好，符合设计要求。(2）安全壳密封性能评价表4列出了最近两次安全壳整体密封性试验的测量值及裕度变化。从表中数据可以看出，这两次试验测得的安全壳整体泄漏率的测量值与允许极限值之间的裕度减少了10.5%，小于7 5%的限值，未发现泄漏显著的增加。安全壳结构在经过近10 年的服役期后密封性能没有明显降低。表4相邻两次试验裕度的变化Table4Changes in the margins for two adjacent trials试验时间2009年4月2018年6 月0.043（%（质量0.0558（%（质量试验测量值分数）/2 4h)分数）/2 4h)续表试验时间2009年4月2018年6 月0.165（%（质量0.165（%（质量验收准则分数）/2 4h)分数）/2 4h)0.122（%（质量0.1092（%（质量裕度分数）/2 4.h)分数）/2 4.h)裕度减少10.50%2.2预应力时限老化分析2.2.1模型的建立依据秦山核电厂安全壳结构的施工图纸，应用LUSAS软件建立了安全壳原型结构的几何模型。几何模型中建立了46 0 束根环向钢束、336束纵向钢束、2 13束穹顶钢束。几何模型中还建立了设备闸门孔和两个人员闸门孔以及扶壁柱、基础筱板、钢板内衬里构件。数值模型建立中要对安全壳中10 0 9根钢束进行精确定位，并将钢束建立在模型中。具有复杂预应力体系混凝土安全壳结构建模计算分析的技术难点是预应力荷载效应的模拟。预应力荷载是安全壳结构中最主要的荷载，能否精确模拟预应力荷载效应将直接关系到模型的计算精度。本论文在三维计算模型计算中将预应力离散成点荷载施加在安全壳上，该方法更为复杂但具有明显优点，通过真实施加预应力于结构模型节点上，可以实现更高的计算精度，从而模拟安全壳结构中的预应力体系。根据作用于预应力上的分布荷载，根据作用力与反作用力原理，可方便求得作用于混凝土结构上的预应力等效747核电研发NuclearPowerR&D荷载。2.2.2模型的验证为了验证有限元模型的准确性，计算了安全壳结构在压力试验峰值压力荷载作用下的结构响应，并与最近一次在役检查压力试验中峰值压力荷载作用下筒身应变的测量结果进行对比。对比筒身应变测点计算结果和试验结果可知：在峰值压力荷载作用下，筒身所有应变测点的计算值均与试验测量值吻合良好，证明了计算模型的准确性，可用于预应力限值的计算求解。2.2.3预应力限值计算对于预应力混凝土安全壳结构而言，预应力损失是影响安全壳结构使用性能的关键因素，预应力时限老化分析主要目的是评估随时间变化预应力损失对安全壳结构的影响。预应力限值是预应力时限分析评估的重要参数，预应力限值是指发生随时间变化的预应力损失后，要求保证结构在使用末期设计功能完好剩余有效预应力的最小值。安全壳结构模型分析中通过计算不同预应力损失、峰值试验荷载压力和重力作用下的结构响应，对比分析得到钢束张拉端预应力最小要求值为 92 7.5 MPa。2.2.4预应力损失计算及时限分析结论秦山核电厂安全壳预应力时限老化分析，包括现阶段预应力损失分析、寿期结束预应力损失分析以及延寿末期预应力损失分析三个阶段，将三阶段的钢束预应力预测值与预应力限值比较，确定是否具备延寿条件。安全壳结构中张拉控制应力为con=1325MPa，安全壳预应力钢束在正常使用极限状态计算中，需考虑由下列因素引起的预应力损失：1）张拉端锚具变形及预应力钢束的内缩；2)预应力钢束的摩擦；3）预应力钢束的应力松弛；4）混凝土的收缩及徐变。其中，1）、2）为瞬时损失，在钢束张拉后短时间内完成；3）、4）为长期损失，是时限分析重点考虑的因素。计算了第1年、第30 年和第50 年各预应力损失影响因素造成的理论预应力损失预测值，并计算了30 年末和50 年末的实际预应力值，与预应力限值比较，均大于预应力限值，表明在延续运行期间预应力体系具有执行安全功能的能力。3结论本研究对秦山核电厂安全壳结构完整性进行了分析和评估。通过评估，得到如下结论：1）安全壳总体状态良好，未发现影响结构安全的缺陷；2）安全壳老化管理大纲充分有效，可以保证老化效应得到合理控制；3）安全壳结构在打压过程中仍处于弹性工作状态，整体性能良好，整体泄漏率满足验收准则，裕度没有明显降低；4）安全壳预应力水平可以覆盖到延续运行期末。参考文献：1郑砚国，李惠强.核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究J.华中科技大学学报，2 0 0 9，2 6（0 4）：57-6 1.2王苏昇.核电站安全壳老化机理分析与探测方法J.工业建筑，2 0 0 9（S1）：10 8 5-10 8 9.3王建乐.核电站安全壳结构寿命评价方法探讨J.工业建筑，2 0 15(S1)：18 2-191.