張江濤，蔡達(dá)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(nèi)部容納了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、部分輔助系統(tǒng)和專設(shè)安全設(shè)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(zhì)從堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)釋放到周圍環(huán)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(zhì)的釋放降至最低限度，并保護(hù)反應(yīng)堆不受外部事件的損害。作為核電廠中不可更換的構(gòu)件，安全殼結(jié)構(gòu)完整性是運行許可證延續(xù)安全評估的重要內(nèi)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(jī)理；王蘇昇[2]基于安全殼老化機(jī)理，介紹了老化探測的主要方法和評價標(biāo)準(zhǔn)；王建樂等[3]基于安全殼可能的失效模式，構(gòu)建了安全殼老化狀態(tài)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(xù)中如何評估安全殼的結(jié)構(gòu)完整性，目前研究還比較少。

本研究基于技術(shù)政策的總體要求，結(jié)合秦山核電廠在安全殼老化管理方面的實踐經(jīng)驗和國際核電發(fā)達(dá)國家執(zhí)照更新的技術(shù)路線，對安全殼結(jié)構(gòu)完整性評估技術(shù)進(jìn)行了研究，提出了安全殼結(jié)構(gòu)完整性評估的方法和標(biāo)準(zhǔn)，采用該方法對秦山核電廠的安全殼進(jìn)行了評估，評估結(jié)果通過了國家核安全局的技術(shù)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(tài)評估

1.1 老化效應(yīng)的識別

利用“材料-環(huán)境-老化誘因”分析法識別適用于安全殼的老化效應(yīng)。首先明確安全殼構(gòu)件的建造材料和服役環(huán)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(yù)應(yīng)力系統(tǒng)等。安全殼的服役環(huán)境主要是室內(nèi)、外空氣環(huán)境。然后根據(jù)電廠運行經(jīng)驗和國際上通用的老化經(jīng)驗反饋等識別出影響構(gòu)件預(yù)定功能的老化效應(yīng)，如表1所示。

表1 適用于安全殼的老化效應(yīng)

1.2 老化參數(shù)檢測

根據(jù)秦山核電廠老化管理大綱及表1識別出的老化效應(yīng)，在安全殼結(jié)構(gòu)可達(dá)位置選取了15個測試區(qū)域，具體測試區(qū)域位置見圖1。檢測內(nèi)容主要包含：1)外觀檢查；2)混凝土強(qiáng)度檢測；3)混凝土碳化深度檢測；4)鋼筋保護(hù)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?jié)B性能測試；8)土樣氯離子、硫酸鹽和pH測試；9)鋼襯里和預(yù)應(yīng)力筋錨具缺陷檢查。本文列出4項重要老化參數(shù)的檢測結(jié)果。

圖1 安全殼筒身測點示意圖及測區(qū)信息

1.2.1 混凝土強(qiáng)度檢測

依據(jù)GB/T 50344—2004《建筑結(jié)構(gòu)檢測技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)》、JGJ/T 23—2011《回彈法檢測混凝土抗壓強(qiáng)度技術(shù)規(guī)程》的有關(guān)規(guī)定，結(jié)合安全殼的建造年代和實際情況，采用回彈法進(jìn)行混凝土強(qiáng)度測試。強(qiáng)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(qū)測試。檢測中需對混凝土表面進(jìn)行打磨，同時在回彈部位進(jìn)行碳化深度測試并對回彈結(jié)果進(jìn)行修正。

1.2.2 混凝土碳化深度檢測

采用化學(xué)試劑反應(yīng)法，在具有代表性的測區(qū)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(qiáng)度位置均測量碳化深度。

1.2.3 鋼筋保護(hù)層厚度檢測

一般沿海環(huán)境下，碳化和氯離子侵蝕是導(dǎo)致鋼筋脫鈍銹蝕的主要因素。如果混凝土保護(hù)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(hù)層厚度，鋼筋在有水分和氧氣供應(yīng)的情況下可能發(fā)生銹蝕。

混凝土保護(hù)層厚度采用鋼筋雷達(dá)測試儀進(jìn)行量測。選取安全殼外立面可觸及部位進(jìn)行檢測。與現(xiàn)行規(guī)范規(guī)定的最小保護(hù)層厚度進(jìn)行比對，確認(rèn)鋼筋保護(hù)層厚度是否滿足規(guī)范最低要求，本次檢測為最外側(cè)分布鋼筋的保護(hù)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(yīng)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(jié)構(gòu)是否具有潛在堿-骨料反應(yīng)條件，在安全殼混凝土構(gòu)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(jìn)行骨料巖相分析和堿含量測試。堿骨料反應(yīng)的特征是骨料發(fā)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(nèi)部外部均可發(fā)生的；骨料和水泥漿接觸的周邊發(fā)生反應(yīng)；有反應(yīng)產(chǎn)物堿硅酸凝膠。

氯離子侵蝕是導(dǎo)致混凝土中鋼筋銹蝕的主要原因之一，在安全殼混凝土構(gòu)件上采用專用磨削工具鉆取試樣，樣品送實驗室進(jìn)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(jié)合鋼筋銹蝕狀況測試結(jié)果評價鋼筋銹蝕發(fā)生及發(fā)展情況。

采用巖相法對安全殼的混凝土粗骨料的堿活性進(jìn)行檢測，結(jié)果表明TP1至TP14總堿量均大于《混凝土結(jié)構(gòu)設(shè)計規(guī)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(fā)現(xiàn)堿骨料反應(yīng)的產(chǎn)物，目視檢查也未發(fā)現(xiàn)龜裂紋。部分測點氯離子含量高于規(guī)范最大氯離子含量，且測點氯離子含量由深度方向呈現(xiàn)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(guī)做法是混凝土表面取芯，切片確認(rèn)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(shù)值要遠(yuǎn)遠(yuǎn)超過規(guī)范規(guī)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(tài)評估

根據(jù)檢測結(jié)果，秦山核電廠安全殼結(jié)構(gòu)老化狀態(tài)的評價結(jié)果如表2所示。

1.4 老化管理有效性的評估

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

1.4.1 大綱內(nèi)容的充分性

關(guān)于老化大綱應(yīng)包含的內(nèi)容，核安全導(dǎo)則HAD 103/12給出了老化大綱要素的規(guī)定，包括監(jiān)測參數(shù)、監(jiān)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(nèi)容的充分性審查時，可以將HAD103/12和NUREG—1801作為對比標(biāo)桿，就各項要素的內(nèi)容進(jìn)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(jīng)驗反饋數(shù)據(jù)，判斷電廠老化管理大綱是否足以管理特定老化效應(yīng)。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(jìn)行加強(qiáng)。

1.4.2 大綱執(zhí)行效果的有效性

大綱的執(zhí)行效果是管理措施有效性的直接評判，根據(jù)大綱的執(zhí)行情況，可以評判大綱管理特定老化效應(yīng)的有效性。根據(jù)實際的檢查結(jié)果，可能出現(xiàn)下列情況：1)未發(fā)生大范圍的普遍的某類老化降質(zhì)，說明大綱管理特定老化效應(yīng)的方法是有效的；2)實施檢查后未檢出缺陷，而后續(xù)運行中發(fā)生部件老化失效，說明大綱管理特定老化效應(yīng)的可檢出和及時性得不到保障；3)某類老化效應(yīng)發(fā)生后，經(jīng)過管理措施改進(jìn)，未再出現(xiàn)反復(fù)發(fā)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(fā)現(xiàn)的弱項，制定并實施糾正行動，以確保延續(xù)運行期間大綱的有效性。電廠還應(yīng)根據(jù)大綱的運行經(jīng)驗、國內(nèi)外核電廠的運行經(jīng)驗，以及最新的研發(fā)成果，定期對大綱的有效性進(jìn)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(jié)構(gòu)整體性試驗包括強(qiáng)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(jié)束，試驗最高壓力為0.230 MPa。整個試驗期間，試驗數(shù)據(jù)的測讀分三個階段進(jìn)行：升壓前、升降壓期間和完全卸壓后。

2.1.2 強(qiáng)度試驗結(jié)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(xiàn)打壓對安全殼結(jié)構(gòu)變形所產(chǎn)生的影響規(guī)律，變形大小臺階清晰，卸壓曲線恢復(fù)較好，結(jié)構(gòu)殘余變形很小。本次試驗最大徑向變形出現(xiàn)在DF-04測位(方位318°38′，標(biāo)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(xiàn)在DF-17(方位284°04′，標(biāo)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(jié)構(gòu)應(yīng)變

如圖3所示，在最大壓力荷載情況下，穹頂環(huán)向應(yīng)變測點中，最大應(yīng)變值出現(xiàn)在標(biāo)高60.0 m測點位置，為87.8 με(如測點600110H所示)。穹頂徑向應(yīng)變測點中，最大應(yīng)變值出現(xiàn)在標(biāo)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(yīng)變測試結(jié)果滿足設(shè)計要求。

圖3 穹頂應(yīng)變曲線

在最大壓力荷載情況下，筒壁環(huán)向應(yīng)變測點中，最大應(yīng)變值出現(xiàn)在標(biāo)高30.8 m測點位置，為153.4 με；豎向應(yīng)變測點中標(biāo)高27.8 m、角度150° 位置應(yīng)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(yīng)變測試結(jié)果滿足設(shè)計要求。

圖4 標(biāo)高27.8 m環(huán)向應(yīng)變曲線

從圖3和圖4所示曲線中可以看出，結(jié)構(gòu)應(yīng)變均呈線性增長，各標(biāo)高處應(yīng)變比較均勻，卸壓后應(yīng)變基本歸零，說明結(jié)構(gòu)處于彈性狀態(tài)。

(3)強(qiáng)度試驗評價結(jié)論

由混凝土應(yīng)變、結(jié)構(gòu)整體變形及裂縫寬度數(shù)據(jù)分析，確定安全殼結(jié)構(gòu)非預(yù)應(yīng)力鋼筋未出現(xiàn)屈服，結(jié)構(gòu)變形與應(yīng)變隨試驗壓力呈線性可逆變化，結(jié)構(gòu)機(jī)械性能良好；經(jīng)安全殼內(nèi)外觀檢查，安全殼混凝土外觀和鋼襯里未發(fā)現(xiàn)影響安全殼結(jié)構(gòu)整體性能的缺陷，安全殼結(jié)構(gòu)沒有永久性損壞的可見跡象，滿足驗收準(zhǔn)則。

綜上所述，安全殼結(jié)構(gòu)在打壓過程中仍處于彈性工作狀態(tài)下，整體性能良好，符合驗收準(zhǔn)則，安全殼設(shè)計中規(guī)定的安全裕度未因運行和環(huán)境條件而有所降低，試驗合格。

2.1.3 整體密封性試驗結(jié)果

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

表3 泄漏率測定結(jié)果表

(1)試驗結(jié)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(jù)測試結(jié)果可以初步判斷安全殼及其相關(guān)的壓力邊界有無明顯的泄漏。考慮到0.115 MPa平臺持續(xù)時間較短以及混凝土的吸附效應(yīng)，預(yù)試驗結(jié)果可以接受。

0.23 MPa平臺是安全殼整體密封性試驗最關(guān)鍵的平臺。通過安全殼內(nèi)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(nèi)空氣狀態(tài)穩(wěn)定，同時測試數(shù)據(jù)的標(biāo)準(zhǔn)差較小，說明測定的數(shù)據(jù)的離散性很小，說明該平臺泄漏率測試結(jié)果真實、可靠。試驗測得的安全殼整體泄漏率Fm+ΔFm=0.055 8%(質(zhì)量分?jǐn)?shù))/24 h，小于驗收準(zhǔn)則0.165%(質(zhì)量分?jǐn)?shù))/24 h。試驗結(jié)果說明安全殼密封性能良好，符合設(shè)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(shù)據(jù)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(fā)現(xiàn)泄漏顯著的增加。安全殼結(jié)構(gòu)在經(jīng)過近10年的服役期后密封性能沒有明顯降低。

2.2 預(yù)應(yīng)力時限老化分析

2.2.1 模型的建立

依據(jù)秦山核電廠安全殼結(jié)構(gòu)的施工圖紙，應(yīng)用LUSAS軟件建立了安全殼原型結(jié)構(gòu)的幾何模型。幾何模型中建立了460束根環(huán)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(shè)備閘門孔和兩個人員閘門孔以及扶壁柱、基礎(chǔ)筏板、鋼板內(nèi)襯里構(gòu)件。數(shù)值模型建立中要對安全殼中1 009根鋼束進(jìn)行精確定位，并將鋼束建立在模型中。

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

2.2.2 模型的驗證

為了驗證有限元模型的準(zhǔn)確性，計算了安全殼結(jié)構(gòu)在壓力試驗峰值壓力荷載作用下的結(jié)構(gòu)響應(yīng)，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(yīng)變的測量結(jié)果進(jìn)行對比。

對比筒身應(yīng)變測點計算結(jié)果和試驗結(jié)果可知：在峰值壓力荷載作用下，筒身所有應(yīng)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(zhǔn)確性，可用于預(yù)應(yīng)力限值的計算求解。

2.2.3 預(yù)應(yīng)力限值計算

對于預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼結(jié)構(gòu)而言，預(yù)應(yīng)力損失是影響安全殼結(jié)構(gòu)使用性能的關(guān)鍵因素，預(yù)應(yīng)力時限老化分析主要目的是評估隨時間變化預(yù)應(yīng)力損失對安全殼結(jié)構(gòu)的影響。預(yù)應(yīng)力限值是預(yù)應(yīng)力時限分析評估的重要參數(shù)，預(yù)應(yīng)力限值是指發(fā)生隨時間變化的預(yù)應(yīng)力損失后，要求保證結(jié)構(gòu)在使用末期設(shè)計功能完好剩余有效預(yù)應(yīng)力的最小值。

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

2.2.4 預(yù)應(yīng)力損失計算及時限分析結(jié)論

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

安全殼結(jié)構(gòu)中張拉控制應(yīng)力為σcon=1 325 MPa，安全殼預(yù)應(yīng)力鋼束在正常使用極限狀態(tài)計算中，需考慮由下列因素引起的預(yù)應(yīng)力損失：

1)張拉端錨具變形及預(yù)應(yīng)力鋼束的內(nèi)縮；

2)預(yù)應(yīng)力鋼束的摩擦；

3)預(yù)應(yīng)力鋼束的應(yīng)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(nèi)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(yù)應(yīng)力損失影響因素造成的理論預(yù)應(yīng)力損失預(yù)測值，并計算了30年末和50年末的實際預(yù)應(yīng)力值，與預(yù)應(yīng)力限值比較，均大于預(yù)應(yīng)力限值，表明在延續(xù)運行期間預(yù)應(yīng)力體系具有執(zhí)行安全功能的能力。

3 結(jié)論

本研究對秦山核電廠安全殼結(jié)構(gòu)完整性進(jìn)行了分析和評估。通過評估，得到如下結(jié)論：

1)安全殼總體狀態(tài)良好，未發(fā)現(xiàn)影響結(jié)構(gòu)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(yīng)得到合理控制；

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

4)安全殼預(yù)應(yīng)力水平可以覆蓋到延續(xù)運行期末。