核电站安全壳老化管理

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
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
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
[ 9- 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
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
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
核电站安全壳老化管理
杨 林 王永焕 林松涛
100088) ( 中冶建筑研究总院有限公司 , 北京 摘
Βιβλιοθήκη Baidu
要 : 根据国际经验 , 核电厂机组在投入商业运行 后的第五年 , 应当是开始进行设备老化管理和电厂寿
命管理工作的最佳时机。经过长期的电厂老化、 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。 在调研国外核电站老化管理现状的基础上 , 结合核电站的实际 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 , 包括该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、 老化管理程序的建立和寿命评估。 关键词 : 安全壳结构老化 ; 老化管理 ; 寿命评估
工业建筑
2009 年第 39 卷增刊
料的老化评估与寿命预测 ; 2) 竖向、 环向、 穹顶的预 应力钢绞线的预应力损失状况 , 以及今后预应力损 失的发展趋势预测; 3) 钢衬里锈蚀速度分析及寿命 预测。 1 核电站混凝土安全壳老化管理和寿命评价程序 探讨 国家核安全局颁布的 核电厂安全重要设备老 化控制的方法 H AF J0068[ 1] 中提出了有关核电厂 设备老化控制研究步骤的划分问题。对所选核电设 备编制的老化控制大纲应涉及下列三个基本要素 : 1) 对老化劣化过程的了解 ; 2) 对老化的监测, 以便能 在设备失效前探测到设备劣化; 3) 对老化及其影响 的及时缓解( 可通过维修、 替换和改变运行条件等手 段实现) , 以保证维持所要求的安全裕度。 为老化控制研究所推荐的方法论使用了一个分 步骤的方法, 这种方法允许将精力集中于更重要的 研究任务。 综合国内外对于压水堆混凝土安全壳的老化管 理体系的基本思路 , 确定安全壳老化控制研究步骤 见图 1。
图1
安全壳老化管理步骤
2 安全壳老化机理的确定 安全壳老化机理分类的归纳见文献 [ 2- 5] 。 3 老化机理分析与探测 3 1 混凝土老化机理与探测 安全壳混凝土外观相对完好, 未发现对结构安 全性有较大影响的缺陷。在这次外观检测中, 安全 壳局部有在建设过程中遗留的外观缺陷, 经分析对 结构安全性影响十分有限 , 在可允许范围之内。在 安全壳建成使用过程中, 未发现新增局部缺陷 , 维护 良好。 3 1 2 裂缝分析 在安全壳四周发现多处竖向延伸裂缝, 间距在 1~ 2 m 不等 , 且是从穹顶四周女儿墙下方开始 , 向 3 1 1 外观基本评定