工作。 0 引 言 基于长期的电厂老化、 长寿命化研究工作, 不少 国家已建立了核电厂寿命管理体系。本文在调研国 外核电站老化管理现状的基础上, 结合某核电站的 实际环境测评状况和运行情况, 并经过现场老化探 测 , 探讨核电厂适用的安全壳的老化管理方法和寿 命评价方法等技术方案。包括核电厂老化机理的确 定、 针对老化机理的老化探测、 老化运行控制与老化 降解方法、 老化薄弱环节分析与老化管理管理程序 的建立和寿命评估。 老化分析与寿命评估所涵盖的范围是某电站 1 号反应堆安全壳的混凝土部分、 预应力体系以及钢 内衬和贯穿件三大部分 , 研究范围包括: 1) 混凝土材
[ Байду номын сангаас- 10]
起的预应力损失发展进入平缓阶段, 这 38 年时间里 的计算预应力损失的增量非常小。
图 2 A IC902 计算出的单根预应力钢绞线预应力损失预测曲线
3 3 钢衬里与贯穿件锈蚀速度分析 钢材的锈蚀主要由于大气中氧、 水分及其他杂 质的作用引起, 如果钢材在施工时除锈、 防锈技术不 好 , 或结构在使用中防锈层失效而出现锈层, 由于钢 材和锈层具有不同的电位, 一旦出现锈层 , 会加速腐 蚀作用。安全壳的钢内衬工作环境为高温高湿, 如 果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的话, 很容易发生锈蚀。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 4~ 16 8 年时间内, 就将锈蚀 1 mm 厚的钢板。美国的 挂片试验也表明: 不涂层的两面外露钢材在大气中 的锈蚀也相当 8 5 年为 1 m m 。如果按照以上试验 的经验结果进行初步预测的话, 某核电站的钢内衬 在防锈涂层遭到破坏的情况下 , 40 年锈蚀深度可达 到 5 mm , 且 如出 现以下 情况, 锈蚀速 度可大 大加 快 : 1) 锈蚀处有积水; 2) 不同材料交界面处有积水或 涂层脱落; 3) 焊缝处涂层脱落。 贯穿件由于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是十分必要的。 4 老化运行控制 老化运行控制是在核电厂日常运行期间 , 为控 制各种老化的发展进行日常的检查和数据记录的工 作 , 此项工作对核电站老化管理和寿命预测提供长 期的检测数据和管理经验。主要的工作包括: 1) 对 裂缝的定期普查, 对裂缝的开展情况进行常年的记 录 , 如裂缝宽度、 深度、 新发现 裂缝的时间部位等。 2) 定期进行碳化深度检测 , 建立常年的数 据记录。 3) 氯离子浓度的长期监测。 4) 堆腔内混凝土温度的 监控系统建立与长期监测。 5) 安全壳应变监测系统
ASSESSMENT AND MANAGEMENT OF AGEING OF CONCRETE CONTAINMENT BUILDINGS FOR NUCLEAR POWER PLANTS
Yang L in W ang Yo ng huan L in Songtao
( Centr al Research Inst itute of Building and Constructio n o f M CC Co. , L td, Beijing 100088, China) Abstract: In the light of ex perience o f other co untr ies , it is the best time to begin the components ag eing management and the lift manag ement o f a nuclear pow er plant after commercial o per ation fo r 5 years After a long ter m research on ag eing and longev ity , many co untr ies have built the ageing and lo ng evit y manag ement system for a nuclear po wer plant Based on researching on t he situatio ns of ageing management of other count ries, combined wit h the situatio ns o f the environment and pr ocess of so me nuclea r pow er plant, and site det ecting , it is explored deeply the pr oper pr og ramme of the ag eing manag ement and assessment of the concrete containment building s for a NP P, including ag eing mechanism, ageing detecting , contro ling of ag eing pro cess, r epair ing metho ds, w eak link ana lysis and building of the management pr og ramme. Keywords: ageing of concrete containment; ag eing management; longev ity assessment
第一作者 : 杨林 , 男 , 1980 年 5 月出生 , 工程师。 收稿日期 : 2009- 03- 10
根据国家核安全局关于定期安全审查 ( PSR) 规 定的要求 , 需要对核电厂内部与核安全相关的构筑 物、 系统和部件进行老化审评。目前国内已建的核 电站均处于沿海地区, 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 响会导致混凝土表面碳化, 引起钢筋和预应力系统 腐蚀 , 降低承载力, 影响使用寿命。 构成反应堆第三道安全屏障的安全壳结构是与 反应堆压力容器一样 , 不可更换的。目前对安全壳 除了在安装调试阶段及十年进行一次打压试验和大 修期间进行土建预防性维修检查外 , 对安全壳老化 管理尚未做更多工作, 为了加强安全壳老化评估和 寿期评估 , 应起动安全壳老化方面研究和评估管理 1094 Industr ial Constructio n V o l 39, Supplement, 2009
下延伸到与平台交接的上方。裂缝宽度一般不大, 在 0 05~ 0 2 mm 之间, 与以前详检的变化不大 , 可 以推论裂缝宽度在两次检查期间发展不明显。为了 更好地分析裂缝对混凝土耐久性的影响 , 采用超声 检测法[ 12] 检测裂缝深度 , 并对个别地方采用人工凿 开的方法进行实际校正。检查发现裂缝深度不大, 平均深度为 5 mm 左右。结合裂缝开展的形状和特 征 , 可以判定裂缝为混凝土收缩裂缝 , 对混凝土安全 壳结构安全影响不大 , 但对裂缝处局部混凝土耐久 性老化有不利影响。由于外部有害成分很容易从裂 缝处进入混凝土内部 , 在裂缝开展的局部区域内的 混凝土更容易受碳化、 氯离子的影响 , 从而在裂缝局 部区域形成混凝土老化薄弱层, 进一步加速局部混 凝土老化。 3 1 3 碳化影响分析 对混凝土碳化深度计算 , 经典理论基于 Fick 的 第一扩散定律[ 6- 7] : X = K t , 其中 t 为时间, X 为碳 化深度。 安全壳在浇注后已经 15 年 , 最大碳化深度 为 3 10 m m, 可 以 推 算 出 扩 散 定 律 系 数 K 为 0 801。即 X = 0 801 t 。 检测混凝土保护层平均厚 度为 48 6 m m, 最小厚度 38 mm 。由此可以算出碳 化达到钢筋表面的时间大致为 38 = 0 801 t , t = 2 251 年。当 t > 100 年时, 理论上一般可以保证整体 建筑结构在使用阶段不会因为碳化引起混凝土老化 而结构失效。 但是, 在整体上混凝土碳化的速度不一定能保 证安全壳在使用过程中局部混凝土的加速碳化。尤 其在混凝土存在缺陷的区域 , 碳化速度要远远超过 正常表面混凝土的碳化速度 , 特别是在裂缝处混凝 土碳化要远远大于正常混凝土表面。依靠碳化对安 全壳老化寿命进行判断 , 正常构件可以达到 100 年 使用寿命, 但在局部缺陷区域, 碳化的影响需要根据 缺陷发展情况进一步跟踪分析。 3 1 4 氯离子影响分析 本次检测结果中混凝土中氯离子含量未超过国 家相关 规范标准 [ 7- 8] 。从切片 分析检 测中可 以发 现 , 从外到里的各层氯离子含量未有明显差异, 未发 现氯离子在混凝土中明显的扩散。因此 , 氯离子对 安全壳混凝土老化寿命的影响暂时未表现出来。但 是由于反应堆处在离海岸线 500 m 范围内, 海风中 的氯离子对反应堆的影响应作为以后观察检测的重 点。 3 1 5 抗渗性能影响分析 1095 研究表明, 在其他条件不变的情况下 , 混凝土渗
气性测试指标和混凝土碳化深度的开平方大致呈线 型关系。本次测 试数据和研究 结果十分吻合。因 此, 根据结果分析, 安全壳混凝土抗渗性能良好 , 混 凝土碳化和氯离子在混凝土中扩散对安全壳老化的 影响系数较小, 混凝土抗渗性可以较好地保证混凝 土老化以非常低的速率发展。考虑到安全壳钢筋保 护层厚度 , 在安全壳正常使用年限内的正常状态下 , 非缺陷结构的混凝土不致于发生较为严重的老化破 坏。 3 1 6 碱 - 集料反应和碱测试结果分析 检测结果分析表明, 混凝土粗细骨料均不含活 性材料, 混凝土 碱含量未超过国 家规范标准 , 发生碱- 集料反应对安全壳老化的影响概率很小。 3 1 7 钢筋锈蚀测试结果分析 混凝土中钢筋锈蚀一般为电化学锈蚀, 锈蚀机 理主要有混凝土碳化和氯离子侵入 , 钢筋锈蚀最严 重的部位应在混凝土裂缝处, 故首先对裂缝处混凝 土内钢筋的锈蚀状况进行了检测, 然后对扶壁、 筒壁 底部、 上部环梁、 穹顶等部位及贯穿件处进行锈蚀检 测。钢筋锈蚀仪的检测结果表明 , 现有混凝土保护 层以下钢筋没有发生锈蚀的迹象, 工作状况良好。 3 2 预应力系统老化预测计算 根据美国混凝土学会 209 委员会 1982 年报告