核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究.pdf

2 0 1 5年 第 5期 l总 第 3 0 7期 ) N u mb e r 5 i n 2 0 1 5 ( T o t a l N o 3 0 7) 混 凝 土 Co n c r e t e 实用技术 P RACTI CAL TECHN0L 0GY d o i ： 1 0 3 9 6 9 0 i s s n 1 0 0 2 3 5 5 0 2 0 1 5 0 5 0 3 8 核 电站安全壳混凝土结构长期预应 力预测模型初 步研 究 廖开星。李毅， 孔祥龙。汤志杰。 违文新 ( 苏州热工研究院有限公司 寿命中心老化管理技术研究所，江苏 苏州 2 1 5 0 0 4 ) 摘要： 基于 A C I 2 0 9 R一 9 2 、 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 、 G L 2 0 0 0收缩与徐变模型基础 ， 充分考虑 了混凝土的收缩、 徐变和预应力钢筋松 弛的耦合作用后推导出安全壳长期预应力预测的计算模型。 通过计算分析， 其 中基于 C E BF I P ( 1 9 9 0 ) 模型的预测值与实测值 更为接近。 采用 3 0 0 0 h内的预应力监测值修正模型后， 该模型对长期预应力值的预测更为合理。 该研究成果为核电站的长寿期 运行提供了很好的技术支撑。 关键词 ： 安全壳 ； 预应力 ； 长寿期运行 中图分类号 ： T U 5 2 8 O 1 文献标志码 ： A 文章编号 ： 1 0 0 2 3 5 5 0 ( 2 0 1 5 ) 0 5 0 1 4 0 0 5 P r I ma r y r e s e a r c h on n u c l e a r p o we r s t a t ion c o n t a i n me n t c on c ret e s t r u c t u re l o n gt e r m p res t res s f o r e c a s t i n g mo d e l L I AO Ka i x i n g， L I Y i ， KO NG Xi a n g l o n g， T ANG Zh i j i e， T I We n x i n ( D e p a r t me n t o f Ag e i n g Ma n a g e me n t ， S u z h o u Nu c l e a r P o we r R e s e arc h I n s t i t u t e， S u z h o u 2 1 5 0 0 4， Ch i n a ) Abs t r act ： I t p r o v i d e d a f o r mu l a s f o r c a l c u l i n g t h e p r e s s i n g v a l u e o f the c o n t a i n me n t ， wh i c h wa s d e d u c e d o n c o n s i d e r i n g the i n f l u e n c e o f c o n c r e t e d r y s h r i n k a g e ， c r e e p and the r e l a x a t i o n o f p r e s t r e s s s t r and c o u p l i n g e f f e c t b a s i n g o n AC I 2 0 9 R一9 2 ， the CE BHP( 1 9 9 0) ， GL 2 0 0 0 s h r i n k a g e a n d c r e e p mo d e 1 Th r o u g h c a l c u l a t i o n a n d ana l y s i s ， the p r e s tr e s s v a l u e c a l c u l a ti n g b a s e d o n C EBF I P ( 1 9 9 0) mo d e l i s mo r e c l o s e t o t h e me a s u r e d v alu e s Th e mo d e l c o r r e c t e d b y u s i n g p r e s tre s s s trand mo n i t o r i n g v a l u e wi thi n 3 0 0 0 h， and the p r es t r e s s v a l u e p r e d i c t e d o f thi s mo d e l i s mo r e r e a s o n a b l e Th e r e s u l t s a r e a g o o d t e c h n i c al s u p p o r t f o r l o n g t e rm o p e r a t i o n o f the n u c a r p o we r p l a nt s K e y wo r d s： c o n t a i n me n t ； p r e s s i n g ； l o n g ter m o p e r a t i o n 0 引言 安全壳是核反应堆 的保护结构 ， 是继核燃料包壳 、 一 回路压力边界之后的最后一道安全屏障。 其主要功能是辐 射屏蔽 ， 特别是当堆芯 、 压力容器或一 回路管道发生破裂 、 造成失水事故时 ， 将事故中的裂变产物限制和屏蔽在其 内 部 ， 将释放到周围放射剂量水平 限制在容许范 围 内， 以确 保核电工作人员和公众的安全； 其次是防外界飞射物的冲 击 ， 以保护核岛主要设备的完整性 。 因此 ， 安全壳对核 电站 的安全运行起着至关重要的作用。 国内压水堆安全壳大多数 为后张拉灌浆 预应力混凝 土结构 ， 由于张拉 工艺和材料性 能等原 因， 随着安全壳 服 役时间的增长 ， 钢 束中的张拉应力逐渐降低 ， 这种降低称 为预应力损失 ， 预应力损失会 降低安全壳混凝土结构的抗 裂度 ( 抵抗开裂 的能力 ) 和刚度。 如果 服役寿期 内预应 力 损失过大 ， 会使混凝土抗拉能力不足而 出现开 裂 ， 即不 能 满足设计功能要求 ， 则 L O C A事故下不能保证安全壳结构 完整性和密封性， 降低了安全裕度， 影响公众安全。 国外核电站的运行经验表明 ： 部分核电站出现安全壳 预应力损失速率超过 了最初设计 的预期值 ， 影响安全壳 的 收稿 日期： 2 0 1 4 1 0 1 8 基金项 目： 国家高技术研究发展计划 ( 8 6 3计划 ) ( 2 0 1 2 A A 0 5 0 9 0 1 ) 1 4 0 完整性 ； 另一方面 ， 国际上核电站长寿期运行 ( L T O) 成 为核电站发展的趋势 ， 这就对安全壳预应力提 出了更高的 要求。 因此， 正确的预测预应力损失不仅是设计安全壳的 一 个重要 问题 ， 也是运行阶段正确预测安 全寿期 内壳服役 性能 的必要条件。 国内部分安全壳竖 向预应力钢束中选择 4根安装 了预应力测力计 ， 以监测其 当前的预应力值 ， 一方 面这些测力计 自身存在老化的问题 ， 服役超过一定 的时 间 出现老化失效而无法准确测量预应力 的现象 ， 另一方面其 仅能监测当前值 ， 无法预测 未来某 个服役 年 限的预应力 值 ， 因此 ， 无论安全壳有无预应力监测装置 ， 都需要建立 合 理的长期预应力预测模型 ， 美 国和法国也在这方面展开了 大量的研究 工作 ， 而我 国在这方 面的研 究工作 才刚 刚起 步。 1 混凝土收缩与徐 变计算模 型 长期预应力损失主要是 由混凝土收缩 与徐变 、 钢绞线 应力松弛引起的。 由于目前国内安全壳采用的高强低松弛 预应力钢绞线 ， 因松弛引起 的预应力损失相 比于混凝土结 构收缩与徐变引起的所 占比例较小 ， 故混凝土结构 的收缩 与徐变是长期预应力损失的主要因素。 本研究主要研究 混 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m 凝土结构收缩与徐变引起 的长期 预应力损失 ， 但是在计算 长期预应力损失过程 中也会考虑应力松 弛的作用 。 在对安全壳混凝土结构进行 收缩徐变效应 分析时 ， 确 定徐变系数和收缩应变是关键 问题 ， 但是这些参数不 可能 都通过试验获得 ， 在工程实践中往往直接选用已有 的收缩 徐变预测模型 ， 或根据少量 的试验数 据， 对 已有的模 型进 行修正 ， 以此来外推混凝土 的长期时效特性 。 对于我 国核 电站 ， 在建造阶段并 未进行收缩与徐变 的测试 ， 即缺乏相 应 的试验参数 ， 这也给服役阶段 的预应力损失 的预测带来 了一定 的困难 。 只能依靠于现有的混凝土收缩与徐变模型 进行计算 。 目前 国外关于混凝土 的收缩 与徐 变的基础研究 如火 如荼 ， 对混凝土收缩和徐变的各种预测模型也不断 的被提 出和更新 ， 常用 的有美 国混凝 土学会 ( A C I ) 的 A C I 2 0 9 R ( 1 9 9 2 ) 模 型， C E B F I P模 式规范 中的 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 模型， 美国混凝土学会( A C I ) 的 G a r d n e r 等也提出了形式 更 为简单的 G L 2 0 0 0模型。 以下将基于 以上三个模 型计算 混凝土收缩与徐变。 1 1 A C I 2 0 9 R 一 9 2模 型 根据 A C I 2 0 9 R一 9 2模 型， 结合安全壳 的工程参数 推 算 出极 限于 缩 和 极 限徐 变 系 数 分 别 为 ： 4 8 7 31 0 、 1 1 5 8 ， 则干缩与徐变系数计算式则分别为 J ： ( f )= 4 8 7 31 0 ( 1 ) 由于张拉前的混凝土收缩并不会造成预应力的损失 ， 因此在计算预应力损失时需扣除此部分混凝土收缩 ， 即 ： ，、 ， t t o 、 s L ( 一 S s ,u 8 4 31 0- 5 ( 一 ) ( 2 ) r t ( t , t o )= 5 8 ( 3 ) 式中 ： t o 初始加载龄期 ， d ； f 服役时间 ， d 。 1 2 C E BF I P ( 1 9 9 0 ) 模 型 根据 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 模 型 J ， 结合安全壳 的工程参 数推算出于缩和徐变系数如下 ， 由于张拉前 的混凝土收缩 并不会造成预应力 的损失 ， 因此在计算预应力损失时需扣 除此部分混凝土收缩 ， 即 ： ( 4) - 0 7 4 5 ( 5 ) 1 3 GL 2 0 0 0模 型 根据 G L 2 0 0 0 模型 ， 结合安全壳的工程参数推算 出 干缩和徐变系数为 ： ( f) = 3 9 3 1 0 - 4 t - 7 丽 广 ( 6 ) ( r ， ) = 。 9 9 2 ( ) + 0 0 9 8 ( t 一- 77 23 30 + 6 2 ( 矗 ) ( 7 ) 由于张拉前 的混凝土收缩并不会造成预应力 的损失 ， 因此在计算预应力损失时需扣除此部分混凝土收缩 ， 即： ( r ) = 3 9 3 1 0 一 t + 2 9 1 6 6 一 7 3 + 0 -7 J 7 3 0 2 9 4 6 6 ) ( 8 ) 【 + J J 2 长期预应 力计算模 型 2 1 应力、 应 变关 系的代数方程表达式 1 9 6 7年 H T r 6 s t 教授在他 的论文 中， 从混凝 土应力一 应变的线性关系和叠加原理 出发 ， 引入 了老 化系数 ( 松弛 系数) 的概念 ， 并假定混凝土弹性模量为常数 ， 推导 出在不 变荷载下 ， 由徐变 、 收缩导致 的应 变增量与应力增量 之 间 关系的代数方程表达式为 ： )= ( t , r )+ 1 ) ( f ， ) + s 。 ( t ， tr ) ( 9 ) ) ： 1 + ) + 1 + tr ) ( f ， ) + s ( f ， r ) ( 1 0 ) 从上式又可推导出从应变变化求应力变化的计算式 ， 即 ： ( ，r ) = 一 _=弓 ( ) 一 + 1 ( 1 1 ) ( t ，tr ) J ) ( 一 ) + 两 8 ( t ) 一 8 ( t )一 ( t ， r ) ( 1 2 ) 其 中： X ( t ， r ) 为 老化 系数 ( 当初 H T r o s t 称 其松 弛 系数 ， 1 9 7 2 年 Z P B a z a n t 改称老化系数 ， 也称龄期调整系数) = 毫 式 中： 、 加 载龄期 对徐变 系数终 值 的影响 系数。 1 9 7 2年 Z P B a z a n t 将 ： r ) = ) 定义为按龄期调整的混凝 土有效模量 。 老化系数可根据所采用 的徐变系数表达式进行推算。 如采用 D i s c h i n g e r 法的表达式 ， 则老化系数可以表示为 ： ( t , T ) 而一 ( 1 4 e ) l 一 z ， 丁 ， 根据王勋文等人 的研究综合 国内外的研究成果 ， 结合 自己大量 的试验研究表 明： 在理想状态下 的龄期调整 系数 应是 0 5 - 1 0之间， 对混凝土结构进行长期徐 变分析时 ， ( f ， r ) 建议取值为 0 8 。 、 7 7 3 0 0 0 h ； ( t ) 模型预测长期预应力值 ， t 3 0 0 0 h ； O r E A ( 3 0 0 0 h ) 3 0 0 0 h时预应力监测值； o r ( 3 0 0 0 h ) 0 0 0 h时预应力 计算 模型 预测 值 。 由于基于 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 模型得到长期预应力值相 比于其他两个模型更为合理， 于是针对此模型进行 了修 正 ， 模型修正后得到长期 ( 张拉结束 1 2 5 d后) 预应力 预测 值如图 3所示 ， 修正后 的长期 预应力预测值 ( 图中 C E B F I P 1 9 9 0一 mo d i f y ) 与现有 4根预应力钢束监测的平均值 基本吻合 ( 截止服役 1 0年为止) ， 从 而证 明此 种修正方法 是合理的， 且能更准确的预测安全壳将来的预应力值。 修 正后安全壳 的服役 4 0 、 6 0年后预应力值分别为 6 7 4 2 k N 和 6 7 3 3 k N， 完全满足设计 的要求 ， 从 而证 明核 电站安全 壳从 4 0年运行到 6 0年的可行性 ， 为核 电站 的长寿期运行 提供有力的技术支撑 。 服役时间， d 图 3 C E BF I P ( 1 9 9 0 ) 修正后得到长期( 张拉结束 1 2 5 d后) 预应 力预 测值 3 结论 ( 1 ) 本研究通过理论分析 ， 建立了安全壳长期预应力 计算模型 ， 并根据安全壳的实际工程参数计算安全壳服役 6 0 年 间预应力值 ， 结果表 明 ： 基 于 A C I 2 0 9 R一 9 2 、 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 、 G L 2 0 0 0收缩与徐变系数计算方法得到的安全 壳长期 预应 力值 服 役 6 O年仍 满足 设计 要 求 ， 其 中基 于 C E B F I P ( 1 9 9 0 ) 收缩与徐变系数计算方法得到的长期 预 应力值 与实测值最为接近 。 ( 2 ) 利用 3 0 0 0 h 监测数据对安全壳长期预应力计算 模型进行 了修正 ， 修正后 的长期预应力预测值 与现有 4根 预应力钢束监测的平均值基本吻合( 截止服役 1 0年为 止 ) ， 修正后的长期预应力预测模 型能更准确 的预测安全 壳长期预应力值 。 ( 3 ) 目前国内秦山、 大亚 湾核电站服役 已超过 2 0年 ， 目前正在展开长寿期运行相关 的技术论证工作 ， 本研究提 出的修正后的长期预应 力预测模型可为核 电站安 全壳长 寿期运行提供有力的技术支撑 。 参考文献 ： 1 N r c i n f o r m a ti o n n o t i c e 9 91 0 ， r e v i s i o n 1 ： D e g r a d a t i o n o f p r e s t r e s s i n g t e nd o n s ys t e ms i n p r e s t r e s s e d c o n c r e t e c on t a i n me n t s z 1- 2 3 A C I C o mm i t t e e 2 0 9 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 m p e r a t u r e e f f e c t s i n c o n c r e t e s t r c u t u r e s s Ma n u a l o f c o n c r e t e p r a c t i c e， P a r t 1 Ame r i c a n Co n c r e t e I n s ti t u t e， 2 0 9 R ， 1 9 9 2： 19 2 1 43 O O 0 0 0 0 O O O 0 0 O 5 3 1 9 7 5 7 7 7 6 6 6 N )【 ， 氆聪 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m E 3 C o m i t e e u r o i n t e r n a t i o n a l d u b e t o n C e b ti p m o d e l c o d e E s ， 1 9 90 E 4 3 G A R D N E R N J ， L O C K MA N M J D e s i g n p r o v i s i o n s f o r d r y i n g s h r i n k a g e a n d c r e e p o f n o r m a l s e n g t h c o n c r e t e E J 7 A C I Ma t e r i a l s J o u r n a l ， 2 0 0 1 ， 9 8 ( 2 ) ： 1 5 9 1 6 7 5 3泮忠元， 王社良 大体积混凝土( 核电站安全壳) 预应力损失分 析 J 水利与建筑工程学报， 2 0 0 9 ， 7 ( 1 ) ： 3 - 6 3王勋文， 潘家英 按龄期调整有效模量法中的老化系数 x的取 上接第 1 3 6页 表 7次轻混凝土磨耗量 k g m z 查 阅现行 的公路水泥混凝土路面设计 规范及路 面施 工技术规范中， 对混凝土路面 的磨耗量没有 明确 的要 求 ， 因而， 参照规范及文献 6 7 中用于路面水泥的耐磨性要 求， 磨耗量不大于 3 6 k g m 。 由表7可知， 次轻混凝土的 磨耗量远远小于该值 ， 因而 ， 将次轻? 昆 凝土应用于 预制 拼 装快速养护技术中路面板 的耐磨性可以满足路用要求 。 3 3 次轻混凝土干缩性能 3 3 1 试验方法 试件 尺寸为 1 0 0 m m 1 0 0 mm 4 0 0 mm 作 为干缩 性能试验。 干缩 室温 度 控制 为 ( 2 02 ) ， 相 对 湿度 为 ( 6 0-+ 5 ) 。 采用千分表测定 次轻混凝 土在不同龄期 的干 缩值 ， 利用干缩率 ( 干缩值 试件初始长度 ) 评价次轻混凝 土的干缩性能。 试件经 3 d龄期 ( 从混凝土拌 和加水 开始 计算 ) 后从标准养护室取 出， 移入到干缩室测定初始 的长 度 ， 并分别记录 3 、 7 、 1 4 、 2 8 、 6 0 d的千分表读数。 3 3 2 结果分析 经计算整理得出随着龄期的增长 ， 次轻混凝土干缩量 的变化如表 8 所示。 计算得出各个龄期范围内次轻混凝土 的干缩率 。 干缩率随龄期变化如图 6 所示。 表8各龄期的干缩量 1 4 4 龄期 ， d 图 6 干缩率随龄期的变化 值问题 J 中国铁道科学， 1 9 9 6 ， 1 7 ( 3 ) ： 9 第一作者： 廖开星( 1 9 8 4一) ， 男， 硕士研究生， 主要从事核电老化 联 系地 址 ： 联系电话 与寿命管理 、 核电站混凝土耐久性方面的工作。 苏州市姑苏区西环路 1 7 8 8号 苏州热工研究院有限公 司( 2 1 5 0 0 4 ) l 8 8 0 6 21 8 0 91 根据文献 8 中研究结果 ， 随 着陶粒取代 率 的增 大 ， 混凝土的收缩值先降低后增大。 在陶粒取代率为 3 0 时， 1 8 0 d的干缩值最小 。 由图 6可知 ， 次轻混凝土的干缩值远 小于普通混凝土 的干缩值 3 9 31 0 I ” m。 因而 ， 进一 步验 证 了采用陶粒取代率为 3 0 应用 于预制拼装路面板 的可 行性 。 4结论 ( 1 ) 通过试验 对 比分析不 同陶粒取代 率 的次 轻混凝 土 ， 确定取代率为 3 0 的次轻混凝土工作性、 承载能力均能 满足路用要求 ， 并且折压比与普通混凝土相近 ， 经济性好 。 ( 2 ) 陶粒取代率为 3 0 的次轻混凝土路面板 比普通混 凝 土 路 面 板 降 低 自重 约 为 2 0 0 k g m 。 耐 磨 量 仅 为 0 8 k g m ， 龄期 6 0 d时的干缩率约为4 0 8 1 0 ， 与普通 混凝土的干缩量相近 ， 能够满足预制板 的路用要求 。 ( 3 ) 首次提 出应用次轻混凝土运用于预制拼装快速修 复技术中 ， 以达到降低 路面板 自重的 目的， 通过试验 验证 了其可行性 。 参考文献 ： 1 傅智 水泥混凝土路面养护新技术研究 J 公路交通科技， 2 0 0 6 ( 1 )： 2 12 4 2 刘卫东 水泥混凝土路面预制拼装快速修复技术研究 D 天 津 ： 河北工业大学， 2 0 1 1 3 J G J 5 1 2 o o 2 ， 轻骨料混凝土技术规程 s E 4 黄利频， 罗素蓉 高等级公路混凝土实现高折压比的配合比设 计 J 武汉理工大学学报 ， 2 0 0 8 ( 1 2 ) ： 3 7 4 1 5 J T G E 3 0 -2 0 0 5 ， 公路工程水泥及水泥混凝土试验规程 s E 6 J T G F 3 0 -2 0 0 3 ， 公路水泥混凝土路面施工技术规范 s 7 王瑞燕， 白山云， 凌天清， 等 次轻混凝土在隧道路面结构中的 应用研究I- J - I 混凝土 ， 2 0 0 9 ( 1 2 ) ： 1 0 1 1 0 3 8 林元贵 高强次轻混凝土的配制及性能研究 J 福建建材， 2 0 1 0 ( 4 ) ： 3 7 3 8 。 5 1 第一作者 ： 联 系地 址 ： 联 系电话： 范瑛宏( 1 9 8 8 一) ， 女 ， 硕士研究生 ， 研究方向： 路基路 面工程。 天津市北辰区河北工业大学北辰校区( 3 0 0 4 0 1 ) 1 5 5 22 6 61 9 0 9 学兔兔 w w w .x u e t u t u .c o m