核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究.pdf

第 2 6卷第 4期 2 0 0 9年 1 2月 华中科技大学学报 ( 城市科 学版) J o f H U S T ( U r b a n S c i e n c e E d i t i o n ) Vo l _ 2 6 No 4 De c 2 0D 9 核 电站预应力混凝 土安全 壳的老化 因素研究 郑砚国 ， 李惠强 ( 1 华中科技大学a 土木工程与力学学院；b 控制结构湖北省重点实验室，湖北武汉4 3 0 0 7 4 ； 2 中核集团湖南桃花江核电有限公司， 湖南益阳4 1 3 0 0 0 ) 摘要： 核电站预应力混凝土安全壳设计寿命 目前多为4 J D 年 ， 加强安全壳结构的在役检查， 评估其老化状态， 是保障安全壳正常工作及判断能否延长其使用寿命的前提。本文探讨建立安全壳延寿管理工作体系； 对安全 壳混凝土材料的碳化、 氯离子侵入、 碱一 骨料反应、 开裂机理、 钢绞线的预应力损失、 安全壳钢板衬里锈蚀等老化 因素进行了较全面分析； 对如何缓解核电站混凝土安全壳老化提出了一些建议。 关键词： 核电站； 混凝土安全壳； 预应力损失； 混凝土开裂； 老化评估 ； 延寿管理 中图分类号： T U 3 7 8 ； T U 2 7 1 5 文献标识码 - A 文章编号 - 1 6 7 2 - 7 0 3 7 ( 2 0 0 9 ) 0 4 - 0 0 5 7 - 0 5 1 预应力混凝土安全 壳老化评估 1 1 核电站安全壳老化评估意义 核电站预应力混凝土安全壳是核反应堆厂房 的防护结构 ， 是反应堆是继核燃料包壳 、 压力壳之 后的第三道安全屏障 ， 具有极其重要 的安全防护 功能。根据国际原子能机构的规定和 国际惯例 ， 核电站建成后 ， 必须经过安全壳结构整体性试验 ( S I T ) ， 检测评定合格 ， 方 能装料发电。在运 营期 问的整个寿命期 内， 还要加强对预应力混凝土安 全壳结构的在役检查( I S I ) ， 进行结构性能的跟踪 监测 、 检查、 评估 ， 确认结构的安全性 。 核电站预应力混凝土安全壳多采用带有扁球 面穹顶和平底板的立式圆筒形结构 ( 图 1 ) 。总高 5 O 7 0 m， 直径 4 0 m左右， 混凝土壁厚的取值 ， 一 般为 1 m。预应力钢束均采用低松弛的钢绞线 ， 由水平环向钢束、 竖向钢束、 穹顶钢束组成。混凝 土安全壳内壁还带有密封钢板 内衬 。安全壳构造 复杂( 图 2 ) ， 变形要求严格 ， 加之作用的荷载工况 既多又特殊 ， 其结构分析、 性能的检测与评估 ， 难 度极大 ， 需深人地试验和研究。 核电站预应力混凝土安全壳如果 出现设计基 准事故时， 必须有效承受事故压力 ， 并保持 良好的 密闭性 ， 使放射性物质 的散逸限制在容许水平内， 确保核电站工作人员及周围公众 的生命安全。由 于核电站安全的极端重要性 ， 标准规范规定的安 全壳设计寿命 目前多为 4 O年。在 国际上 ， 多数核 图 1 某核电站工程 实景 图 2混凝 土安全壳不意 电站建于二十世纪七十年代 ， 已经运营了大半个 寿命期 ， 进人 中老年阶段 ， 对于核电站的延寿 ， 美 、 英、 法、 日、 俄等一些核 电大国态度积极 ， 有的已实 施行动 ， 通过技术改造 ， 增效延寿 ， 普遍把原来 4 0 年的设计寿期延长到 6 O年。在保证安全 的前提 下 ， 挖掘 了核 电站 的潜力， 进一步提高了核电的经 济效益。 当前 ， 中国已建成的核电站均处于沿海地区， 收稿 日期： 2 0 0 9 - 0 4 1 4 作者 简介：郑砚 国( 1 9 6 5 一 ) ， 男 ， 山东聊城人， 高级工程师 ， 博士研究生 ， 研究方向为核电站安全壳老化 ， z h e n g y g h t n p c c o rn。 5 8 华中科技大学学报( 城市科学版) 2 0 0 9年 安全壳除要求能够承受因事故产生的压力外， 还 要承受台风、 地震 等外部荷载和氯离子含量很高 的海风的侵蚀； 这些环境 因素的影响会导致安全 壳混凝土、 钢筋和预应力系统腐蚀， 降低承载力， 影响使用寿命。所以， 对混凝土老化影响因素的 研究 ， 是判断安全壳可否在设计基准工况下正常 工作 ， 以及进行安全壳寿命老化评估、 延长安全壳 使用寿命的前提。核电站项 目投资巨大，尽量延 长其使用寿命 ， 充分发挥其发电能力是关系到国 家经济发展的重要课题。 1 2 核电站安全壳老化评估体 系框架 安全壳使用寿命期能否延长， 以及能否从设 计规定的 4 0年寿命期延长到 5 O年、 6 o年甚至更 长的时间， 并不单纯是一个结构理论问题 ， 对于在 役运营的核电站延寿工作更重要的是安全壳结构 的在役检测、 分析 ， 评估安全壳老化状况， 并及时 进行维护 ， 在此基础上才可能进一步论证安全壳 延长使用寿命的具体年限 。因此， 安全壳延寿 管理工作是一项系统工作， 我们按照质量管理 P D C A循环原理建立的安全壳延寿管理工作体系 框架如图 3所示。 图 3安全壳延寿管理工作体系框架 安全壳延寿管理工作框架的思路是 ， 围绕以 安全壳老化寿命管理信息库为核心支持开展安全 壳寿命管理的 P D C A循环。老化寿命管理信息 库包括： 安全壳设计图纸及施工信息资料； 安全壳 投入运行以来相关工况信息 ； 通过现场检测获取 安全壳的材料及老化状况信息， 材料老化理论及 指标等。P - D C A循环各 步包括 ： P 一 根据老化寿 命管理信息编制老化分析导则、 寿命管理大纲、 制 定基于老化机理 的评价标准、 采用文件表述方式 指导运行和维修工作 ； D 一 实施计划 ， 根据老化分析 导则和安全壳寿命管理大纲进行老化缓解 的运行 控制， 包括环境控制、 化学控制等 ； C 一 对安全壳各 老化敏感部位依据老化指标进行检查 ， 以及时发 现老化部位的隐患 ； A 根据老化部位的隐患制定 处理措施 ， 进行预防性维修或者设备更换， 以达到 延长安全壳的寿命的目的。 当前老化寿命管理的难点在于许多老化机理 及量化的指标还不完善， 如安全壳多 向预应力钢 绞线的应力损失如何量化， 降低到何种程度后应 进行老化缓解处理 ， 以及应采取什么措施 ， 这也都 是国内外核电站正在探讨的问题。 2 核电站安全壳的老化因素分析 核电站安全壳的老化因素分析主要包括三个 方面 ： ( 1 ) 安全壳混凝土材料的老化评估 ； ( 2 ) 安 全壳竖向、 环向、 穹顶的预应力钢绞线的应力损失 状况及发展评估 ； ( 3 ) 安全壳钢板衬里锈蚀 速度 及状况评估。 2 1 安全壳混凝土的老化 因素分析 混凝土老化主要是指其结构功能随着服役时 间延续而逐渐衰退， 主要与混凝土耐久性有关。 老化因素基本上可以分为物理破坏因素和化学侵 蚀因素两大类 。物理破坏 因素一般 包括温度应 力 、 混凝土干缩应力裂缝 、 徐变引起的预应力松 弛、 混凝土风化剥蚀等； 化学侵蚀一般指混凝土碳 化、 碱 一集料反应、 氯离子浸蚀、 各种酸类和盐类 的侵蚀等 。 2 1 1 安全壳混凝土的碳化损伤机理 混凝土内部存在孔隙、 毛细管甚至裂缝等 ， 空 气中的二氧化碳首先渗透到混凝土内部充满空气 的孔隙和毛细管中， 而后溶解于毛细管中的液相 形成碳酸( C O 2 + H O H ： C O 3 ) ， 与水泥水化过程 中产生的碱性水化产物氢 氧化钙作用 ， 形成碳酸 钙 ( C a ( O H) 2+H 2 C O 3 一c a c O 3 + 2 H 2 0) ， 使混凝 土碱性降低。普通硅酸盐水泥的 p H值一般为 l 2 1 3左右 ， 碳化后 p H值会降低。碳化深度超出 混凝土保护层厚度后 ， 使钢筋表 面在碱性环境 中 形成的钝化膜不稳定并逐步遭到破坏。钝化膜能 使钢筋锈蚀的阳极反应 受到抑制， 从而阻止钢筋 的锈蚀， 钝化膜破坏将导致钢筋开始锈蚀 ， 使混凝 土结构承载力降低 ， 直接影 响到钢筋混凝土 的使 用寿命。因此国内外 的不少研究往往以混凝土碳 化达到钢筋表面作为预测钢筋混凝土结构寿命的 重要判据之一。因此评价核电站混凝土安全壳的 老化应检测其碳化深度及带来的混凝土损伤。 2 1 2 安全壳混凝土的氯离子侵入破坏机理 核电站濒临海岸线 ， 离海的近距离使安全壳 第 4期 郑砚 国等 ： 核 电站预应力混凝土安全壳 的老 化因素研 究 5 9 饱受潮湿海风 中氯离子侵蚀 ， 氯离子 ( C l 一 )极易 渗入混凝土中。C l 一 半径小 ， 活性大 ， 具有很强 的 穿透钢筋钝化膜的能力。C l 一 吸附在钝化膜结构 有缺陷的地方 ， 如位错 区或 晶界区形成的腐蚀原 电池区 ， 使难溶的氢氧化铁转变成易溶 的氯化铁 ， 致使钢筋表面的钝化膜局部破坏 ， 一旦钢筋表面 钝化膜被破坏 ， 在有水和氧气存在的条件下， 就会 产生腐蚀电池反应 ， 遭腐蚀后钢筋表面形成锈蚀 现象。钢筋锈蚀的产物是一种结构疏松的氧化物 ( F e ： O ， F e ， O H O) ， 锈蚀使得 钢筋 与混凝 土 之 间形成一层疏松隔离层， 明显地 改变 了钢筋与 混凝土 的接触表面 ， 从而降低了钢筋与混凝土之 间的粘结作用。同时 ， 铁锈的体积一般要 比原铁 的体积增加 2 4倍 。铁锈可 以把保护层胀开， 造 成钢筋外露 ， 使得锈蚀进一步加快 。此外 ， 变形钢 筋锈蚀后 ， 钢筋变形肋将逐渐退化， 在锈蚀较严重 的情况下 ， 变形肋在混凝土之间的机械咬合作用 基本消失 ， 导致钢筋与混凝土共同受力性能退化 ， 影响混凝土结构的使用性能和寿命 。因此评价核 电站混凝土安全壳的老化也应检测氯离子侵蚀后 安全壳混凝土钢筋锈蚀 的情况 ， 并评价其对结构 功能衰退 的影响。 2 1 3 安全壳混凝土的碱 一集料反应破坏机理 碱 一集料反应类型主要有 ： 碱 一硅酸反应 ， 混凝土 中碱性成分与骨料 中活性 S i O 发生反应 ( 如 ： 2 N a O H+S i O 2 一N a 2 O S i O 2 +H 2 O) ， 生成 的 碱一 硅酸盐凝胶 ( N a O S i O ) 吸水后 体积膨胀 3 4倍 ， 引起混凝土膨胀开裂 ； 碱 一碳酸盐反 应 ， 碱与泥质石灰质 白云石反应 ( C a Mg ( C O ， ) ：+ 2 K O H- - - Mg ( O H) 2+C a C O 3+K 2 C O 3 ) ， 反应 生成 的 M g ( O H) 吸水 膨胀 2倍 多 ， 会导致混凝土开 裂 。 碱 一 集料反应危害主要是在混凝土硬化后发 生， 并引起混凝土开裂 ， 但碱 一集料反应生成物需 要吸水后体积才会膨胀 ， 而混凝土结构中水分有 限， 所以碱 一集料反应往往在混凝土硬化后若干 年才表现为混凝土开裂 ， 是一种潜在 的危害。评 价核电站混凝土安全壳 的老化 ， 应检测安全壳混 凝土是否具有这种潜在的危 害， 如果一座已运行 若干年的安全壳 没有发现碱 一集料反应 开裂特 征 ， 则一般可排除这种潜在的风险。 2 1 4 安全 壳混凝土的干缩及温度裂缝破坏 混凝 土材料在浇注后 ， 由于水泥在水化凝 固 过程中的凝缩 ， 在混凝土 内部可形成微观上 的细 微损伤裂纹 ， 随着混凝土在强度增长硬化过程中 ， 失水干缩 ， 当收缩应力大于此时混凝 土的抗拉强 度引起微观损伤裂纹扩展 ， 发展到一定程度， 便会 在混凝土内部或表面形成 收缩裂缝。此外 ， 安全 壳混凝土还要经受冬夏变化 的温度应力 ， 当低温 的收缩应力大于此时混凝土的抗拉强度时 ， 同样 会引起混凝土开裂 ， 特别是当低温的收缩应力与 混凝土的干缩应力叠加产生的拉应力将加大裂缝 产生的机率或扩展的速度。由于安全壳体施加了 一 定 的环 向和竖 向预压应力 ， 在安全壳体 内裂缝 产生的机率非常小 ， 但安全壳体表面混凝土干缩 和温差都较大， 而壳体施加的预压应力在表层又 具有减弱效应 ， 因此安全壳混凝土表面出现裂缝 的机率较大 。 根据 国外对安全壳混凝土调查报告 ， 混凝土 出现的表面裂缝主要是 由收缩应力和温度应力引 起 的， 而非结构受外 荷载所致。这种表层收缩裂 缝一般不会对结构的承载能力造成太大影 响， 但 是裂缝 的存在对混凝土耐久陛影响极为不利 。在 裂缝开展的局部区域 ， 混凝土更容易受碳化 ， 海风 带来的氯离子更易侵入混凝土 内部 ， 引起钢筋、 预 应力筋的锈蚀 ， 承载力降低 ， 从而在安全壳裂缝局 部 区域形成混凝土老化薄弱层 。因此评价核 电站 混凝土安全壳 的老化 ， 应检测安全壳混凝土裂缝 的发育情况 ， 对裂缝 的分布、 裂缝的深度、 开裂宽 度 、 裂缝 的长度、 开裂的原因等进行检测和分析 ， 并评价其对结构功能衰退的影响。 2 2 安全壳预应力系统老化因素分析 安全壳预应力体系的老化主要表现为预应力 钢绞线 的预应力损失。安全壳中预应力损失主要 包括以下几个方面： 锚具变形损失； 孔道摩擦 损失 ； 混凝 土收缩、 徐变引起的应力损失 ； 预 应力钢绞线应力松弛损失。 其 中锚具变形损失和孑 L 道摩擦损失之和 为预压前的预应力损失 ， 施工 中已通过超张拉 给 予 了补偿 ， 对 已工作数十年的安全壳预应力系统 老化评价可不 于考虑。混凝土收缩 、 徐变引起 的应力损失和预应力钢绞线应力松弛损失是预 压后的预应力损失 ， 又称为长期预应力损失， 是安 全壳预应力 系统老化评价的重点 。 安全壳长期预应力损失值 的确定可以通过预 应力钢绞线束应力值的长期监测和预应力损失计 算分析实现。 在预应力损失计算方面 ， 可参考 的相关资料 主要有美国混凝土学会 2 0 9委员会 1 9 8 2年报告 ( A C I 2 0 9( 8 2 ) ) ； 美 国核 管 理 委员 会 管 理 导 则 ( R G1 3 5 1 ) ； 欧 洲 “C E PF I P M o d e l C o d e ” ( 1 9 7 8 ) ； 英 国 B S 5 4 0 0 ， 西 德 D I N 4 2 2 7( B e t o n 6 O 华中科技大学学报( 城市科学版) 2 0 0 9年 K a l e n d e r 1 9 7 3 ) ； 我国的 混凝土结构设计规范 G B 5 0 0 1 0 2 0 0 2等。图 4是根据美国混凝土学 会 2 0 9委员会报告 ( A C I 2 0 9 ( 8 2 ) ) 提供 的计算公 式计算的某核电站安全壳 5 O年预应力损失曲线。 Z 聪 q 蝾 5 0 1 0 0 l 5 O 2 0 0 250 0 5 0 0 0 1 0 0 0 0 1 5 0 0 0 2 0 0 0 0 时 问 d 图 4 某核 电站安全壳 5 0年预应 力损失曲线 由图4可看出， 张拉后 2年 内( 1 9 9 1年 5月 至 1 9 9 3年 5月) ， 综合预应力损失很大， 主要是 由 于钢绞线 的应力松弛初期发展快 ， 一般张拉 1 0 0 0 h后才趋于缓慢， 加之混凝土的干缩及徐变也在 1 2年内可完成大部分 ， 因此张拉后 2年内综合 应力损失发展迅速 ， 应力损失约 占5 0年损失总量 的 7 0 左右。张拉后 21 2年 ( 1 9 9 3年 5月至 2 0 0 3年 5月左右) ， 预应力损失发展明显放缓 ， 这 段期间内的预应力损失 ， 由钢绞线的应力松弛带 来的损失所 占比重较混凝土的收缩与徐变带来的 应力损失要大一些 ； 张拉后 l 25 O年( 2 0 0 3年至 2 0 4 1 年) 左右 ， 混凝土收缩、 徐变与钢绞线应力松 弛引起的综合预应力损失发展进入平缓 阶段 ， 这 3 8年时间里计算预应力损失的增量较小。 此外 ， 由于安全壳的内部工作环境为高温， 持 续高温会引起安全壳混凝土及预应力钢绞线同时 产生热胀， 混凝土热胀有利于减少预应力损失 ， 而 钢绞线热胀会导致预应力损失增加 ， 但钢绞线的 热胀系数 ( 1 2 51 0 ) 大 于混凝 土热胀 系数 ( 1 01 0 ) ， 因此 同样 的升 温仍然可引起钢绞 线应力松弛损失。 由于安全壳的竖 向、 环向及穹顶都施加有预 应力， 壳体的预加应力处于复杂的立体应力状态， 不同部位钢绞线的应力损失也是复杂的， 现有理 论计算的预应力损失 曲线难 以反映实际状况 ， 因 此必须通过长期监测数据来 比对和校正， 这是评 价核电站混凝土安全壳的预应力体系老化的关键 之一 。 2 3 安全壳钢内衬锈蚀速度分析 安全壳钢内衬锈蚀主要是一个电化学腐蚀过 程 ， 由于钢材中的碳及其他合金元素的偏析 ， 钢材 表面氧化而形成的氧浓度差异或由于加工引起的 钢材内部应力， 都会使钢材内部各部位的电极 电 位不同而形成局部电池 ， 在有水和氧气存在的条 件下 ， 就会产生腐蚀电池反应 ， 导致钢材锈蚀 。 由于安全壳的钢内衬工作环境为高温高湿， 当钢内衬的防锈涂层因某种原因被局部破坏， 或 者涂层厚度没有达到要求时， 很容易发生锈蚀。 或者由于钢内衬施工时除锈 、 防锈不好 ， 而钢材和 锈层具 有不 同的电位， 一旦 出现锈层， 会加速腐 蚀 。 日本 曾对不涂防护层的低碳钢挂片试验， 根 据年平均锈蚀速度推算： 沿海地区和重工业区内 在 8 41 6 8年时间 内， 就将锈蚀 1 m m 钢板。 美国的钢材挂片试验也表明： 不涂层 的两面外露 钢板在大气 中 8 5年 的锈蚀深度为 1 m m。如果 照此试验的结果进行初步估算 ， 核电站安全壳的 钢内衬在防锈涂层遭到破坏的情况下 4 O年锈蚀 深度可达到 4 5 m m， 十分危险。 安全壳钢内衬在以下情况锈蚀速度可大大加 快 ： ( 1 ) 钢内衬或焊缝处涂层脱落； ( 2 ) 不 同材料 交界面处有水气凝结 ； ( 3 ) 钢 内衬在混凝土内的 连接贯穿件有可能部分裸露于外界环境 ， 更容易 受到雨水 的侵蚀和大气中氯离子的腐蚀 ， 并且贯 穿件的材性与钢内衬材性不同， 存在自然电位差 ， 容易形成锈蚀 ， 是整个安全壳钢构件锈蚀的薄弱 环节， 因此对贯穿件的定期锈蚀检查十分必要。 3 核 电站安全壳老化缓解措施 以上对安全壳老化机理和薄弱环节分析， 目 的是为延缓混凝土安全壳老化速度和延长其使用 寿命。以下是通过对某核电站的长期监测和现场 老化参数检测提 出的老化缓解的建议。 ( 1 ) 对安全壳筒壁上 的裂缝 宽度 、 走向进行 持续跟踪 ； 对宽度大于 0 3 mm的裂缝进行压力 灌浆处理 。 ( 2 ) 对安全壳的混凝土碳化深度进行长年跟 踪监测， 建立碳化深度数据库， 并根据碳化机理进 行碳化深度寿命预测。减缓安全壳混凝土碳化的 主要途径是切断 C O 0 及水分进入混凝土的 通道 ， 可在混凝土外表面涂刷一层渗入型防渗剂， 这种防渗剂进入混凝土孔隙后与水泥水化物反应 生成的结晶体会充填堵 塞混凝土孔隙通道 ， 有效 阻止 C O 0 及水分进入混凝土内部。 ( 3 ) 对混凝土安全壳 的混凝土氯离子含量进 行长年跟踪监测 ， 建立氯离子侵入含量数据库 ， 为 第 4期 郑砚 国等 ： 核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究 6 1 评价混凝土内钢筋锈蚀提供参考依据 。防止氯离 子侵入混凝土的主要措施是增强混凝土的抗渗能 力 ， 同上抗碳化措施。 ( 4 ) 持续跟踪预应 力损失的发展趋势 ， 定期 通过测力传感器检测预应力变化 ， 并绘制实 测预 应力损失曲线 ， 对 比与理论计算预应力损失 曲线 的偏差程度 ， 了解实 际预应力损 失规律。监 测中 要特别注意是否有异常的预应力变化出现。 ( 5 ) 针对美 国多个核电站发生的预应力 钢绞 线由于氢脆变导致破 断问题 ， 研究表明可能是预 应力孔道灌浆的水泥浆料多采用铝粉 ( 0 51 0 X 1 0 水泥质量) 作微膨胀剂所致。为此 ， 应定期 对锚头的密封帽进行开启检查 ， 检查重点是密封 帽内的锚具 、 锚垫板、 钢绞线 的腐蚀程度 ， 并对锚 垫板下的混凝土进行外观检查或裂缝检测 。 ( 6 ) 如果核电站 的环境温度 出现连续数月高 温 ， 需要对测力传感器增加读数频率 ， 以监测是否 存在 由持续高温引起钢绞线应力松 弛现象 。 ( 7 ) 定期进行钢 内衬、 设备 闸门贯穿件 、 其他 贯穿件 的防腐涂层检查 ， 有无涂层脱落现象 ， 并在 条件允许时进行底部钢内衬的涂层厚度测试 。 ( 8 ) 定期对底部环焊缝处钢 内衬的密封完好 性进行检查 ， 确保密封保护完好 。 4 结 语 本文对影响核电站预应力混凝土安全壳老化 因素进行了分析与探讨 ， 并结合某核 电厂安全壳 监测与现场老化参数检测的情况提出了一些缓解 老化发展 ， 延长安全壳使用寿命的初步建议 。但 要准确给出混凝土安全壳的使用寿命可延长年限 是十分困难的， 正如 医生可通过各种医疗检测手 段对人的身体健康状况给 出一个诊断 ， 却无法告 知受检者还能活多少年一样。但对安全壳进行老 化因素检测和健康诊断却是十分必要的基础工 作。今后如何对老化因素进行 量化分析计算 ， 并 建立可供 判断安全壳 的整体老化状况的指标体 系， 以及通过研究结果来指导新建安全壳设计 的 老化因素控制 ， 还有很多研究工作要做。 参考文献 1 R G 1 9 0 1 9 7 7， 灌浆钢束预应力混凝土安全壳结构 的在役检查 s 2 I A E A T e c h n i c a l R e p o r t s S e ri e s N o 3 3 8 ， M e t h o d o l o g y f o r t he Ma n a g e me n t o f Ag e i n g o f Nu c l e a r Po we r Pl a nt C o m p o n e n t s I m p o r t a n t t o S a f e t y S 3 李惠强建筑结构诊断鉴定与加固修复 M 武 汉： 华中科技大学出版社， 2 0 0 2 4 A me ri c an C o n c r e t e I n s t i t u t e P r e d i c t i o n o f C r e e p S h r i n - k a g e a n d T e mp e r a t u r e E ff e c t s i n C o n c r e t e S t ruc t u res M M i c h i g a n： F a r m i n g t o n Hi l l s ， 1 9 9 7 5 C A N C A S N 2 8 7 7 - 9 6 ， I n S e r v i c e E x a mi n a t i o n a n d Te s t i n g Re qu i r e me n t s f o r Co n c r e t e Co n t a i n me nt S t r u t - t u res for C A N D U N u c l e a r P o w e r P l a n t s S A ng Fa c t o r s o f Pr e s t r e s s e d Co n c r e t e Co nt a i n me n t Ve s s e l i n Nu c l e a r Powe r Pl a n t ZHENG Y a h gu o ， -L I Hu i q i a n g ( 1 a S c h o o l o f C i v i l E n g i n e e r i n g a n d Me c h a n i c s ； b Hu b e i Ke y L a b o r a t o r y o f Co n t r o l S t r u c t ur e，HUS T，W u h a n 4 3 0 0 7 4； 2 C N N C H u n a n T a o h u a j i a n g N u c l e a r P o w e r C o L t d ， Y i y a n g 4 1 3 0 0 0 ，C h i n a ) Abs t r a c t ：The d e s i g n l i f e o f p r e s t r e s s e d c o n c r e t e c o n t a i n me n t v e s s e l o f nu c l e a r po we r p l a n t i s 40 y e a r s n o w En h a n c i n g i n s e r v i c e i n s p e c t i o n o f t he c o n t a i n me n t v e s s e l a n d a s s e s s i n g i t s a g i n g s tat e a r e t h e p r e mi s e o f p r o t e c t i o n the c o n t a i n me n t v e s s e l t o w o r k s a f e t y a n d j u d g me n t e x t e n d i n g i t s l i f e T h e p a p e r d i s c u s s e d t h e l i f e e x t e n d i n g ma n a g e me n t s y s t e m o f t h e c o n tai n me nt v e s s e l ，a n d a n a l y z e d t he a g i n g f a c t o r s ，i n c l u d i n g the c o n c r e t e c a r bo n a t i o n。c h l o r i d e i o n i n g r e s s，a l k a l i a g g r e g a t e r e a c t i o n，c r a c k i n g me c h a n i s m ，p r e s t r e s s e d l o s s i n the s t e e l s t r a n d s，a n d c o r r o s i o n o f t h e s t e e l l i ne r ，a n d S O o nS o me s ug g e s t i o n s we r e p r o p o s e d t o r e l i e v e t he a g i n g o f the c o n t a i n me n t v e s s e 1 Ke y wor ds ：n u c l e a r p o we r p l a n t ；c o n c r e t e c o n t a i n me n t v e s s e l ；p r e s t r e s s e d l o s s；c o n c r e t e c r a c k i n g；a g i n g a s s e s s me n t ；l i f e e x t e n di ng ma na g e me n t