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核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼的老化因素研究

文檔作者：鄭硯國李惠強文檔來源： 1．華中科技大學(xué) b．控制結(jié)構(gòu)湖北省重點實驗室 2．中核集團湖南桃花江核電有限公司		點擊數(shù)：	更新時間： 2024年02月22日
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第26卷第4期
2009年12月
華中科技大學(xué)學(xué)報(城市科學(xué)版)
J．of HUST．(Urban Science Edition)
Vol_26 No．4
Dec．20D9
核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼的老化因素研究
鄭硯國 ， 李惠強
(1．華中科技大學(xué)a．土木工程與力學(xué)學(xué)院；b．控制結(jié)構(gòu)湖北省重點實驗室，湖北武漢430074；
2．中核集團湖南桃花江核電有限公司，湖南益陽413000)
摘要：核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼設(shè)計壽命目前多為4JD年，加強安全殼結(jié)構(gòu)的在役檢查，評估其老化狀態(tài)，
是保障安全殼正常工作及判斷能否延長其使用壽命的前提。本文探討建立安全殼延壽管理工作體系；對安全
殼混凝土材料的碳化、氯離子侵入、堿一骨料反應(yīng)、開裂機理、鋼絞線的預(yù)應(yīng)力損失、安全殼鋼板襯里銹蝕等老化
因素進行了較全面分析；對如何緩解核電站混凝土安全殼老化提出了一些建議。
關(guān)鍵詞：核電站； 混凝土安全殼； 預(yù)應(yīng)力損失； 混凝土開裂； 老化評估； 延壽管理
中圖分類號：TU378；TU271．5 文獻標識碼-A 文章編號-1672-7037(2009)04-0057-05
1 預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼老化評估
1．1 核電站安全殼老化評估意義
核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼是核反應(yīng)堆廠房
的防護結(jié)構(gòu)，是反應(yīng)堆是繼核燃料包殼、壓力殼之
后的第三道安全屏障，具有極其重要的安全防護
功能。根據(jù)國際原子能機構(gòu)的規(guī)定和國際慣例，
核電站建成后，必須經(jīng)過安全殼結(jié)構(gòu)整體性試驗
(SIT)，檢測評定合格，方能裝料發(fā)電。在運營期
問的整個壽命期內(nèi)，還要加強對預(yù)應(yīng)力混凝土安
全殼結(jié)構(gòu)的在役檢查(ISI)，進行結(jié)構(gòu)性能的跟蹤
監(jiān)測、檢查、評估，確認結(jié)構(gòu)的安全性¨ 。
核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼多采用帶有扁球
面穹頂和平底板的立式圓筒形結(jié)構(gòu)(圖1)?？偢?
5O～70 m，直徑40 m左右，混凝土壁厚的取值，一
般為1 m。預(yù)應(yīng)力鋼束均采用低松弛的鋼絞線，
由水平環(huán)向鋼束、豎向鋼束、穹頂鋼束組成。混凝
土安全殼內(nèi)壁還帶有密封鋼板內(nèi)襯。安全殼構(gòu)造
復(fù)雜(圖2)，變形要求嚴格，加之作用的荷載工況
既多又特殊，其結(jié)構(gòu)分析、性能的檢測與評估，難
度極大，需深人地試驗和研究。
核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼如果出現(xiàn)設(shè)計基
準事故時，必須有效承受事故壓力，并保持良好的
密閉性，使放射性物質(zhì)的散逸限制在容許水平內(nèi)，
確保核電站工作人員及周圍公眾的生命安全。由
于核電站安全的極端重要性，標準規(guī)范規(guī)定的安
全殼設(shè)計壽命目前多為4O年。在國際上，多數(shù)核
圖1 某核電站工程實景
圖2 混凝土安全殼不意
電站建于二十世紀七十年代，已經(jīng)運營了大半個
壽命期，進人中老年階段，對于核電站的延壽，美、
英、法、日、俄等一些核電大國態(tài)度積極，有的已實
施行動，通過技術(shù)改造，增效延壽，普遍把原來40
年的設(shè)計壽期延長到6O年。在保證安全的前提
下，挖掘了核電站的潛力，進一步提高了核電的經(jīng)
濟效益。
當(dāng)前，中國已建成的核電站均處于沿海地區(qū)，
收稿日期：2009-04—14
作者簡介：鄭硯國(1965一)，男，山東聊城人，高級工程師，博士研究生，研究方向為核電站安全殼老化，zhengyg@htnpc．corn。
· 58· 華中科技大學(xué)學(xué)報(城市科學(xué)版) 2009年
安全殼除要求能夠承受因事故產(chǎn)生的壓力外，還
要承受臺風(fēng)、地震等外部荷載和氯離子含量很高
的海風(fēng)的侵蝕；這些環(huán)境因素的影響會導(dǎo)致安全
殼混凝土、鋼筋和預(yù)應(yīng)力系統(tǒng)腐蝕，降低承載力，
影響使用壽命。所以，對混凝土老化影響因素的
研究，是判斷安全殼可否在設(shè)計基準工況下正常
工作，以及進行安全殼壽命老化評估、延長安全殼
使用壽命的前提。核電站項目投資巨大，盡量延
長其使用壽命，充分發(fā)揮其發(fā)電能力是關(guān)系到國
家經(jīng)濟發(fā)展的重要課題。
1．2 核電站安全殼老化評估體系框架
安全殼使用壽命期能否延長，以及能否從設(shè)
計規(guī)定的40年壽命期延長到5O年、6o年甚至更
長的時間，并不單純是一個結(jié)構(gòu)理論問題，對于在
役運營的核電站延壽工作更重要的是安全殼結(jié)構(gòu)
的在役檢測、分析，評估安全殼老化狀況，并及時
進行維護，在此基礎(chǔ)上才可能進一步論證安全殼
延長使用壽命的具體年限 ]。因此，安全殼延壽
管理工作是一項系統(tǒng)工作，我們按照質(zhì)量管理P．
D—C—A循環(huán)原理建立的安全殼延壽管理工作體系
框架如圖3所示。
圖3 安全殼延壽管理工作體系框架
安全殼延壽管理工作框架的思路是，圍繞以
安全殼老化壽命管理信息庫為核心支持開展安全
殼壽命管理的P—D—C—A循環(huán)。老化壽命管理信息
庫包括：安全殼設(shè)計圖紙及施工信息資料；安全殼
投入運行以來相關(guān)工況信息；通過現(xiàn)場檢測獲取
安全殼的材料及老化狀況信息，材料老化理論及
指標等。P-D—C—A循環(huán)各步包括：P一根據(jù)老化壽
命管理信息編制老化分析導(dǎo)則、壽命管理大綱、制
定基于老化機理的評價標準、采用文件表述方式
指導(dǎo)運行和維修工作；D一實施計劃，根據(jù)老化分析
導(dǎo)則和安全殼壽命管理大綱進行老化緩解的運行
控制，包括環(huán)境控制、化學(xué)控制等；C一對安全殼各
老化敏感部位依據(jù)老化指標進行檢查，以及時發(fā)
現(xiàn)老化部位的隱患；A．根據(jù)老化部位的隱患制定
處理措施，進行預(yù)防性維修或者設(shè)備更換，以達到
延長安全殼的壽命的目的。
當(dāng)前老化壽命管理的難點在于許多老化機理
及量化的指標還不完善，如安全殼多向預(yù)應(yīng)力鋼
絞線的應(yīng)力損失如何量化，降低到何種程度后應(yīng)
進行老化緩解處理，以及應(yīng)采取什么措施，這也都
是國內(nèi)外核電站正在探討的問題。
2 核電站安全殼的老化因素分析
核電站安全殼的老化因素分析主要包括三個
方面：(1)安全殼混凝土材料的老化評估；(2)安
全殼豎向、環(huán)向、穹頂?shù)念A(yù)應(yīng)力鋼絞線的應(yīng)力損失
狀況及發(fā)展評估；(3)安全殼鋼板襯里銹蝕速度
及狀況評估。
2．1 安全殼混凝土的老化因素分析
混凝土老化主要是指其結(jié)構(gòu)功能隨著服役時
間延續(xù)而逐漸衰退，主要與混凝土耐久性有關(guān)。
老化因素基本上可以分為物理破壞因素和化學(xué)侵
蝕因素兩大類。物理破壞因素一般包括溫度應(yīng)
力、混凝土干縮應(yīng)力裂縫、徐變引起的預(yù)應(yīng)力松
弛、混凝土風(fēng)化剝蝕等；化學(xué)侵蝕一般指混凝土碳
化、堿一集料反應(yīng)、氯離子浸蝕、各種酸類和鹽類
的侵蝕等 。
2．1．1 安全殼混凝土的碳化損傷機理
混凝土內(nèi)部存在孔隙、毛細管甚至裂縫等，空
氣中的二氧化碳首先滲透到混凝土內(nèi)部充滿空氣
的孔隙和毛細管中，而后溶解于毛細管中的液相
形成碳酸(CO2+H O—H：CO3)，與水泥水化過程
中產(chǎn)生的堿性水化產(chǎn)物氫氧化鈣作用，形成碳酸
鈣(Ca(OH)2+H2CO3一cacO3+2H20)，使混凝
土堿性降低。普通硅酸鹽水泥的pH值一般為l2
～ 13左右，碳化后pH值會降低。碳化深度超出
混凝土保護層厚度后，使鋼筋表面在堿性環(huán)境中
形成的鈍化膜不穩(wěn)定并逐步遭到破壞。鈍化膜能
使鋼筋銹蝕的陽極反應(yīng)受到抑制，從而阻止鋼筋
的銹蝕，鈍化膜破壞將導(dǎo)致鋼筋開始銹蝕，使混凝
土結(jié)構(gòu)承載力降低，直接影響到鋼筋混凝土的使
用壽命。因此國內(nèi)外的不少研究往往以混凝土碳
化達到鋼筋表面作為預(yù)測鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)壽命的
重要判據(jù)之一。因此評價核電站混凝土安全殼的
老化應(yīng)檢測其碳化深度及帶來的混凝土損傷。
2．1．2 安全殼混凝土的氯離子侵入破壞機理
核電站瀕臨海岸線，離海的近距離使安全殼
第4期 鄭硯國等：核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼的老化因素研究 ·59·
飽受潮濕海風(fēng)中氯離子侵蝕，氯離子(Cl一)極易
滲入混凝土中。Cl一半徑小，活性大，具有很強的
穿透鋼筋鈍化膜的能力。Cl一吸附在鈍化膜結(jié)構(gòu)
有缺陷的地方，如位錯區(qū)或晶界區(qū)形成的腐蝕原
電池區(qū)，使難溶的氫氧化鐵轉(zhuǎn)變成易溶的氯化鐵，
致使鋼筋表面的鈍化膜局部破壞，一旦鋼筋表面
鈍化膜被破壞，在有水和氧氣存在的條件下，就會
產(chǎn)生腐蝕電池反應(yīng)，遭腐蝕后鋼筋表面形成銹蝕
現(xiàn)象。鋼筋銹蝕的產(chǎn)物是一種結(jié)構(gòu)疏松的氧化物
(Fe：O，·Fe，O ·H O)，銹蝕使得鋼筋與混凝土
之間形成一層疏松隔離層，明顯地改變了鋼筋與
混凝土的接觸表面，從而降低了鋼筋與混凝土之
間的粘結(jié)作用。同時，鐵銹的體積一般要比原鐵
的體積增加2～4倍。鐵銹可以把保護層脹開，造
成鋼筋外露，使得銹蝕進一步加快。此外，變形鋼
筋銹蝕后，鋼筋變形肋將逐漸退化，在銹蝕較嚴重
的情況下，變形肋在混凝土之間的機械咬合作用
基本消失，導(dǎo)致鋼筋與混凝土共同受力性能退化，
影響混凝土結(jié)構(gòu)的使用性能和壽命。因此評價核
電站混凝土安全殼的老化也應(yīng)檢測氯離子侵蝕后
安全殼混凝土鋼筋銹蝕的情況，并評價其對結(jié)構(gòu)
功能衰退的影響。
2．1．3 安全殼混凝土的堿一集料反應(yīng)破壞機理
堿一集料反應(yīng)類型主要有：①堿一硅酸反應(yīng)，
混凝土中堿性成分與骨料中活性SiO 發(fā)生反應(yīng)
(如：2NaOH+SiO2一Na2O·SiO2+H2O)，生成的
堿一硅酸鹽凝膠(Na O·SiO )吸水后體積膨脹3
～ 4倍，引起混凝土膨脹開裂；② 堿一碳酸鹽反
應(yīng)，堿與泥質(zhì)石灰質(zhì)白云石反應(yīng)(CaMg(CO，)：+
2KOH---~Mg(OH)2+CaCO3+K2CO3)，反應(yīng)生成
的Mg(OH) 吸水膨脹2倍多，會導(dǎo)致混凝土開
裂。
堿一集料反應(yīng)危害主要是在混凝土硬化后發(fā)
生，并引起混凝土開裂，但堿一集料反應(yīng)生成物需
要吸水后體積才會膨脹，而混凝土結(jié)構(gòu)中水分有
限，所以堿一集料反應(yīng)往往在混凝土硬化后若干
年才表現(xiàn)為混凝土開裂，是一種潛在的危害。評
價核電站混凝土安全殼的老化，應(yīng)檢測安全殼混
凝土是否具有這種潛在的危害，如果一座已運行
若干年的安全殼沒有發(fā)現(xiàn)堿一集料反應(yīng)開裂特
征，則一般可排除這種潛在的風(fēng)險。
2．1．4 安全殼混凝土的干縮及溫度裂縫破壞
混凝土材料在澆注后，由于水泥在水化凝固
過程中的凝縮，在混凝土內(nèi)部可形成微觀上的細
微損傷裂紋，隨著混凝土在強度增長硬化過程中，
失水干縮，當(dāng)收縮應(yīng)力大于此時混凝土的抗拉強
度引起微觀損傷裂紋擴展，發(fā)展到一定程度，便會
在混凝土內(nèi)部或表面形成收縮裂縫。此外，安全
殼混凝土還要經(jīng)受冬夏變化的溫度應(yīng)力，當(dāng)?shù)蜏?
的收縮應(yīng)力大于此時混凝土的抗拉強度時，同樣
會引起混凝土開裂，特別是當(dāng)?shù)蜏氐氖湛s應(yīng)力與
混凝土的干縮應(yīng)力疊加產(chǎn)生的拉應(yīng)力將加大裂縫
產(chǎn)生的機率或擴展的速度。由于安全殼體施加了
一定的環(huán)向和豎向預(yù)壓應(yīng)力，在安全殼體內(nèi)裂縫
產(chǎn)生的機率非常小，但安全殼體表面混凝土干縮
和溫差都較大，而殼體施加的預(yù)壓應(yīng)力在表層又
具有減弱效應(yīng)，因此安全殼混凝土表面出現(xiàn)裂縫
的機率較大 。
根據(jù)國外對安全殼混凝土調(diào)查報告，混凝土
出現(xiàn)的表面裂縫主要是由收縮應(yīng)力和溫度應(yīng)力引
起的，而非結(jié)構(gòu)受外荷載所致。這種表層收縮裂
縫一般不會對結(jié)構(gòu)的承載能力造成太大影響，但
是裂縫的存在對混凝土耐久陛影響極為不利。在
裂縫開展的局部區(qū)域，混凝土更容易受碳化，海風(fēng)
帶來的氯離子更易侵入混凝土內(nèi)部，引起鋼筋、預(yù)
應(yīng)力筋的銹蝕，承載力降低，從而在安全殼裂縫局
部區(qū)域形成混凝土老化薄弱層。因此評價核電站
混凝土安全殼的老化，應(yīng)檢測安全殼混凝土裂縫
的發(fā)育情況，對裂縫的分布、裂縫的深度、開裂寬
度、裂縫的長度、開裂的原因等進行檢測和分析，
并評價其對結(jié)構(gòu)功能衰退的影響。
2．2 安全殼預(yù)應(yīng)力系統(tǒng)老化因素分析
安全殼預(yù)應(yīng)力體系的老化主要表現(xiàn)為預(yù)應(yīng)力
鋼絞線的預(yù)應(yīng)力損失。安全殼中預(yù)應(yīng)力損失主要
包括以下幾個方面：①錨具變形損失；②孔道摩擦
損失；③混凝土收縮、徐變引起的應(yīng)力損失；④預(yù)
應(yīng)力鋼絞線應(yīng)力松弛損失。
其中①錨具變形損失和②孑L道摩擦損失之和
為預(yù)壓前的預(yù)應(yīng)力損失，施工中已通過超張拉給
予了補償，對已工作數(shù)十年的安全殼預(yù)應(yīng)力系統(tǒng)
老化評價可不于考慮。③混凝土收縮、徐變引起
的應(yīng)力損失和④預(yù)應(yīng)力鋼絞線應(yīng)力松弛損失是預(yù)
壓后的預(yù)應(yīng)力損失，又稱為長期預(yù)應(yīng)力損失，是安
全殼預(yù)應(yīng)力系統(tǒng)老化評價的重點 。
安全殼長期預(yù)應(yīng)力損失值的確定可以通過預(yù)
應(yīng)力鋼絞線束應(yīng)力值的長期監(jiān)測和預(yù)應(yīng)力損失計
算分析實現(xiàn)。
在預(yù)應(yīng)力損失計算方面，可參考的相關(guān)資料
主要有美國混凝土學(xué)會209委員會1982年報告
(ACI209(82))；美國核管理委員會管理導(dǎo)則
(RG1．35．1)；歐洲“CEP—FIP Model Code”
(1978)；英國BS5400，西德DIN4227(Beton—
· 6O· 華中科技大學(xué)學(xué)報(城市科學(xué)版) 2009年
Kalender 1973)；我國的《混凝土結(jié)構(gòu)設(shè)計規(guī)范》
GB 50010—2002等。圖4是根據(jù)美國混凝土學(xué)
會209委員會報告(ACI209(82))提供的計算公
式計算的某核電站安全殼5O年預(yù)應(yīng)力損失曲線。
Z
＼
聰
q
蠑
50
100
l5O
200
250
0 5000 10000 1 5000 20000
時問／d
圖4 某核電站安全殼50年預(yù)應(yīng)力損失曲線
由圖4可看出，張拉后2年內(nèi)(1991年5月
至1993年5月)，綜合預(yù)應(yīng)力損失很大，主要是由
于鋼絞線的應(yīng)力松弛初期發(fā)展快，一般張拉1000
h后才趨于緩慢，加之混凝土的干縮及徐變也在1
～ 2年內(nèi)可完成大部分，因此張拉后2年內(nèi)綜合
應(yīng)力損失發(fā)展迅速，應(yīng)力損失約占50年損失總量
的70％左右。張拉后2～12年(1993年5月至
2003年5月左右)，預(yù)應(yīng)力損失發(fā)展明顯放緩，這
段期間內(nèi)的預(yù)應(yīng)力損失，由鋼絞線的應(yīng)力松弛帶
來的損失所占比重較混凝土的收縮與徐變帶來的
應(yīng)力損失要大一些；張拉后l2—5O年(2003年至
2041年)左右，混凝土收縮、徐變與鋼絞線應(yīng)力松
弛引起的綜合預(yù)應(yīng)力損失發(fā)展進入平緩階段，這
38年時間里計算預(yù)應(yīng)力損失的增量較小。
此外，由于安全殼的內(nèi)部工作環(huán)境為高溫，持
續(xù)高溫會引起安全殼混凝土及預(yù)應(yīng)力鋼絞線同時
產(chǎn)生熱脹，混凝土熱脹有利于減少預(yù)應(yīng)力損失，而
鋼絞線熱脹會導(dǎo)致預(yù)應(yīng)力損失增加，但鋼絞線的
熱脹系數(shù)(1．25×10 )大于混凝土熱脹系數(shù)
(1．0×10 )，因此同樣的升溫仍然可引起鋼絞
線應(yīng)力松弛損失。
由于安全殼的豎向、環(huán)向及穹頂都施加有預(yù)
應(yīng)力，殼體的預(yù)加應(yīng)力處于復(fù)雜的立體應(yīng)力狀態(tài)，
不同部位鋼絞線的應(yīng)力損失也是復(fù)雜的，現(xiàn)有理
論計算的預(yù)應(yīng)力損失曲線難以反映實際狀況，因
此必須通過長期監(jiān)測數(shù)據(jù)來比對和校正，這是評
價核電站混凝土安全殼的預(yù)應(yīng)力體系老化的關(guān)鍵
之一。
2．3 安全殼鋼內(nèi)襯銹蝕速度分析
安全殼鋼內(nèi)襯銹蝕主要是一個電化學(xué)腐蝕過
程，由于鋼材中的碳及其他合金元素的偏析，鋼材
表面氧化而形成的氧濃度差異或由于加工引起的
鋼材內(nèi)部應(yīng)力，都會使鋼材內(nèi)部各部位的電極電
位不同而形成局部電池，在有水和氧氣存在的條
件下，就會產(chǎn)生腐蝕電池反應(yīng)，導(dǎo)致鋼材銹蝕。
由于安全殼的鋼內(nèi)襯工作環(huán)境為高溫高濕，
當(dāng)鋼內(nèi)襯的防銹涂層因某種原因被局部破壞，或
者涂層厚度沒有達到要求時，很容易發(fā)生銹蝕。
或者由于鋼內(nèi)襯施工時除銹、防銹不好，而鋼材和
銹層具有不同的電位，一旦出現(xiàn)銹層，會加速腐
蝕。
日本曾對不涂防護層的低碳鋼掛片試驗，根
據(jù)年平均銹蝕速度推算：沿海地區(qū)和重工業(yè)區(qū)內(nèi)
在8．4—16．8年時間內(nèi)，就將銹蝕1 mm鋼板。
美國的鋼材掛片試驗也表明：不涂層的兩面外露
鋼板在大氣中8．5年的銹蝕深度為1 mm。如果
照此試驗的結(jié)果進行初步估算，核電站安全殼的
鋼內(nèi)襯在防銹涂層遭到破壞的情況下4O年銹蝕
深度可達到4～5 mm，十分危險。
安全殼鋼內(nèi)襯在以下情況銹蝕速度可大大加
快：(1)鋼內(nèi)襯或焊縫處涂層脫落；(2)不同材料
交界面處有水氣凝結(jié)；(3)鋼內(nèi)襯在混凝土內(nèi)的
連接貫穿件有可能部分裸露于外界環(huán)境，更容易
受到雨水的侵蝕和大氣中氯離子的腐蝕，并且貫
穿件的材性與鋼內(nèi)襯材性不同，存在自然電位差，
容易形成銹蝕，是整個安全殼鋼構(gòu)件銹蝕的薄弱
環(huán)節(jié)，因此對貫穿件的定期銹蝕檢查十分必要。
3 核電站安全殼老化緩解措施
以上對安全殼老化機理和薄弱環(huán)節(jié)分析，目
的是為延緩混凝土安全殼老化速度和延長其使用
壽命。以下是通過對某核電站的長期監(jiān)測和現(xiàn)場
老化參數(shù)檢測提出的老化緩解的建議。
(1)對安全殼筒壁上的裂縫寬度、走向進行
持續(xù)跟蹤；對寬度大于0．3 mm的裂縫進行壓力
灌漿處理。
(2)對安全殼的混凝土碳化深度進行長年跟
蹤監(jiān)測，建立碳化深度數(shù)據(jù)庫，并根據(jù)碳化機理進
行碳化深度壽命預(yù)測。減緩安全殼混凝土碳化的
主要途徑是切斷CO ·0 及水分進入混凝土的
通道，可在混凝土外表面涂刷一層滲入型防滲劑，
這種防滲劑進入混凝土孔隙后與水泥水化物反應(yīng)
生成的結(jié)晶體會充填堵塞混凝土孔隙通道，有效
阻止CO ·0 及水分進入混凝土內(nèi)部。
(3)對混凝土安全殼的混凝土氯離子含量進
行長年跟蹤監(jiān)測，建立氯離子侵入含量數(shù)據(jù)庫，為
第4期 鄭硯國等：核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼的老化因素研究 ·61·
評價混凝土內(nèi)鋼筋銹蝕提供參考依據(jù)。防止氯離
子侵入混凝土的主要措施是增強混凝土的抗?jié)B能
力，同上抗碳化措施。
(4)持續(xù)跟蹤預(yù)應(yīng)力損失的發(fā)展趨勢，定期
通過測力傳感器檢測預(yù)應(yīng)力變化，并繪制實測預(yù)
應(yīng)力損失曲線，對比與理論計算預(yù)應(yīng)力損失曲線
的偏差程度，了解實際預(yù)應(yīng)力損失規(guī)律。監(jiān)測中
要特別注意是否有異常的預(yù)應(yīng)力變化出現(xiàn)。
(5)針對美國多個核電站發(fā)生的預(yù)應(yīng)力鋼絞
線由于氫脆變導(dǎo)致破斷問題，研究表明可能是預(yù)
應(yīng)力孔道灌漿的水泥漿料多采用鋁粉(0．5—1．0
X 10 水泥質(zhì)量)作微膨脹劑所致。為此，應(yīng)定期
對錨頭的密封帽進行開啟檢查，檢查重點是密封
帽內(nèi)的錨具、錨墊板、鋼絞線的腐蝕程度，并對錨
墊板下的混凝土進行外觀檢查或裂縫檢測。
(6)如果核電站的環(huán)境溫度出現(xiàn)連續(xù)數(shù)月高
溫，需要對測力傳感器增加讀數(shù)頻率，以監(jiān)測是否
存在由持續(xù)高溫引起鋼絞線應(yīng)力松弛現(xiàn)象。
(7)定期進行鋼內(nèi)襯、設(shè)備閘門貫穿件、其他
貫穿件的防腐涂層檢查，有無涂層脫落現(xiàn)象，并在
條件允許時進行底部鋼內(nèi)襯的涂層厚度測試。
(8)定期對底部環(huán)焊縫處鋼內(nèi)襯的密封完好
性進行檢查，確保密封保護完好。
4 結(jié) 語
本文對影響核電站預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼老化
因素進行了分析與探討，并結(jié)合某核電廠安全殼
監(jiān)測與現(xiàn)場老化參數(shù)檢測的情況提出了一些緩解
老化發(fā)展，延長安全殼使用壽命的初步建議。但
要準確給出混凝土安全殼的使用壽命可延長年限
是十分困難的，正如醫(yī)生可通過各種醫(yī)療檢測手
段對人的身體健康狀況給出一個診斷，卻無法告
知受檢者還能活多少年一樣。但對安全殼進行老
化因素檢測和健康診斷卻是十分必要的基礎(chǔ)工
作。今后如何對老化因素進行量化分析計算，并
建立可供判斷安全殼的整體老化狀況的指標體
系，以及通過研究結(jié)果來指導(dǎo)新建安全殼設(shè)計的
老化因素控制，還有很多研究工作要做。
參考文獻
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Testing Requirements for Concrete Containment Struttures
for CANDU Nuclear Power Plants[S]．
A ng Factors of Prestressed Concrete Containment Vessel in Nuclear Power Plant
ZHENG Yah—guo ，-． LI Hui—qiang
(1．a(chǎn)．School of Civil Engineering and Mechanics；
b．Hubei Key Laboratory of Control Structure，HUST，Wuhan 430074；
2．CNNC Hunan Taohuajiang Nuclear Power Co Ltd，Yiyang 4 1 3000，China)
Abstract：The design life of prestressed concrete containment vessel of nuclear power plant is 40 years now．
Enhancing in．service inspection of the containment vessel and assessing its aging state are the premise of pro—
tection the containment vessel to work safety and judgment extending its life．The paper discussed the life—ex—
tending management system of the containment vessel，and analyzed the aging factors，including the concrete
carbonation。chloride ion ingress，alkali—aggregate reaction，cracking mechanism，pre—stressed loss in the steel
strands，and corrosion of the steel liner，and SO on．Some suggestions were proposed to relieve the aging of the
containment vesse1．
Key words：nuclear power plant；concrete containment vessel；pre—stressed loss；concrete cracking；aging
assessment；life—extending management

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