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核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究

文档作者：郑砚国李惠强文档来源： 1．华中科技大学 b．控制结构湖北省重点实验室 2．中核集团湖南桃花江核电有限公司		点击数：	更新时间： 2024年02月22日
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第26卷第4期
2009年12月
华中科技大学学报(城市科学版)
J．of HUST．(Urban Science Edition)
Vol_26 No．4
Dec．20D9
核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究
郑砚国 ， 李惠强
(1．华中科技大学a．土木工程与力学学院；b．控制结构湖北省重点实验室，湖北武汉430074；
2．中核集团湖南桃花江核电有限公司，湖南益阳413000)
摘要：核电站预应力混凝土安全壳设计寿命目前多为4JD年，加强安全壳结构的在役检查，评估其老化状态，
是保障安全壳正常工作及判断能否延长其使用寿命的前提。本文探讨建立安全壳延寿管理工作体系；对安全
壳混凝土材料的碳化、氯离子侵入、碱一骨料反应、开裂机理、钢绞线的预应力损失、安全壳钢板衬里锈蚀等老化
因素进行了较全面分析；对如何缓解核电站混凝土安全壳老化提出了一些建议。
关键词：核电站； 混凝土安全壳； 预应力损失； 混凝土开裂； 老化评估； 延寿管理
中图分类号：TU378；TU271．5 文献标识码-A 文章编号-1672-7037(2009)04-0057-05
1 预应力混凝土安全壳老化评估
1．1 核电站安全壳老化评估意义
核电站预应力混凝土安全壳是核反应堆厂房
的防护结构，是反应堆是继核燃料包壳、压力壳之
后的第三道安全屏障，具有极其重要的安全防护
功能。根据国际原子能机构的规定和国际惯例，
核电站建成后，必须经过安全壳结构整体性试验
(SIT)，检测评定合格，方能装料发电。在运营期
问的整个寿命期内，还要加强对预应力混凝土安
全壳结构的在役检查(ISI)，进行结构性能的跟踪
监测、检查、评估，确认结构的安全性¨ 。
核电站预应力混凝土安全壳多采用带有扁球
面穹顶和平底板的立式圆筒形结构(图1)。总高
5O～70 m，直径40 m左右，混凝土壁厚的取值，一
般为1 m。预应力钢束均采用低松弛的钢绞线，
由水平环向钢束、竖向钢束、穹顶钢束组成。混凝
土安全壳内壁还带有密封钢板内衬。安全壳构造
复杂(图2)，变形要求严格，加之作用的荷载工况
既多又特殊，其结构分析、性能的检测与评估，难
度极大，需深人地试验和研究。
核电站预应力混凝土安全壳如果出现设计基
准事故时，必须有效承受事故压力，并保持良好的
密闭性，使放射性物质的散逸限制在容许水平内，
确保核电站工作人员及周围公众的生命安全。由
于核电站安全的极端重要性，标准规范规定的安
全壳设计寿命目前多为4O年。在国际上，多数核
图1 某核电站工程实景
图2 混凝土安全壳不意
电站建于二十世纪七十年代，已经运营了大半个
寿命期，进人中老年阶段，对于核电站的延寿，美、
英、法、日、俄等一些核电大国态度积极，有的已实
施行动，通过技术改造，增效延寿，普遍把原来40
年的设计寿期延长到6O年。在保证安全的前提
下，挖掘了核电站的潜力，进一步提高了核电的经
济效益。
当前，中国已建成的核电站均处于沿海地区，
收稿日期：2009-04—14
作者简介：郑砚国(1965一)，男，山东聊城人，高级工程师，博士研究生，研究方向为核电站安全壳老化，zhengyg@htnpc．corn。
· 58· 华中科技大学学报(城市科学版) 2009年
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安全
壳混凝土、钢筋和预应力系统腐蚀，降低承载力，
影响使用寿命。所以，对混凝土老化影响因素的
研究，是判断安全壳可否在设计基准工况下正常
工作，以及进行安全壳寿命老化评估、延长安全壳
使用寿命的前提。核电站项目投资巨大，尽量延
长其使用寿命，充分发挥其发电能力是关系到国
家经济发展的重要课题。
1．2 核电站安全壳老化评估体系框架
安全壳使用寿命期能否延长，以及能否从设
计规定的40年寿命期延长到5O年、6o年甚至更
长的时间，并不单纯是一个结构理论问题，对于在
役运营的核电站延寿工作更重要的是安全壳结构
的在役检测、分析，评估安全壳老化状况，并及时
进行维护，在此基础上才可能进一步论证安全壳
延长使用寿命的具体年限 ]。因此，安全壳延寿
管理工作是一项系统工作，我们按照质量管理P．
D—C—A循环原理建立的安全壳延寿管理工作体系
框架如图3所示。
图3 安全壳延寿管理工作体系框架
安全壳延寿管理工作框架的思路是，围绕以
安全壳老化寿命管理信息库为核心支持开展安全
壳寿命管理的P—D—C—A循环。老化寿命管理信息
库包括：安全壳设计图纸及施工信息资料；安全壳
投入运行以来相关工况信息；通过现场检测获取
安全壳的材料及老化状况信息，材料老化理论及
指标等。P-D—C—A循环各步包括：P一根据老化寿
命管理信息编制老化分析导则、寿命管理大纲、制
定基于老化机理的评价标准、采用文件表述方式
指导运行和维修工作；D一实施计划，根据老化分析
导则和安全壳寿命管理大纲进行老化缓解的运行
控制，包括环境控制、化学控制等；C一对安全壳各
老化敏感部位依据老化指标进行检查，以及时发
现老化部位的隐患；A．根据老化部位的隐患制定
处理措施，进行预防性维修或者设备更换，以达到
延长安全壳的寿命的目的。
当前老化寿命管理的难点在于许多老化机理
及量化的指标还不完善，如安全壳多向预应力钢
绞线的应力损失如何量化，降低到何种程度后应
进行老化缓解处理，以及应采取什么措施，这也都
是国内外核电站正在探讨的问题。
2 核电站安全壳的老化因素分析
核电站安全壳的老化因素分析主要包括三个
方面：(1)安全壳混凝土材料的老化评估；(2)安
全壳竖向、环向、穹顶的预应力钢绞线的应力损失
状况及发展评估；(3)安全壳钢板衬里锈蚀速度
及状况评估。
2．1 安全壳混凝土的老化因素分析
混凝土老化主要是指其结构功能随着服役时
间延续而逐渐衰退，主要与混凝土耐久性有关。
老化因素基本上可以分为物理破坏因素和化学侵
蚀因素两大类。物理破坏因素一般包括温度应
力、混凝土干缩应力裂缝、徐变引起的预应力松
弛、混凝土风化剥蚀等；化学侵蚀一般指混凝土碳
化、碱一集料反应、氯离子浸蚀、各种酸类和盐类
的侵蚀等 。
2．1．1 安全壳混凝土的碳化损伤机理
混凝土内部存在孔隙、毛细管甚至裂缝等，空
气中的二氧化碳首先渗透到混凝土内部充满空气
的孔隙和毛细管中，而后溶解于毛细管中的液相
形成碳酸(CO2+H O—H：CO3)，与水泥水化过程
中产生的碱性水化产物氢氧化钙作用，形成碳酸
钙(Ca(OH)2+H2CO3一cacO3+2H20)，使混凝
土碱性降低。普通硅酸盐水泥的pH值一般为l2
～ 13左右，碳化后pH值会降低。碳化深度超出
混凝土保护层厚度后，使钢筋表面在碱性环境中
形成的钝化膜不稳定并逐步遭到破坏。钝化膜能
使钢筋锈蚀的阳极反应受到抑制，从而阻止钢筋
的锈蚀，钝化膜破坏将导致钢筋开始锈蚀，使混凝
土结构承载力降低，直接影响到钢筋混凝土的使
用寿命。因此国内外的不少研究往往以混凝土碳
化达到钢筋表面作为预测钢筋混凝土结构寿命的
重要判据之一。因此评价核电站混凝土安全壳的
老化应检测其碳化深度及带来的混凝土损伤。
2．1．2 安全壳混凝土的氯离子侵入破坏机理
核电站濒临海岸线，离海的近距离使安全壳
第4期 郑砚国等：核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究 ·59·
饱受潮湿海风中氯离子侵蚀，氯离子(Cl一)极易
渗入混凝土中。Cl一半径小，活性大，具有很强的
穿透钢筋钝化膜的能力。Cl一吸附在钝化膜结构
有缺陷的地方，如位错区或晶界区形成的腐蚀原
电池区，使难溶的氢氧化铁转变成易溶的氯化铁，
致使钢筋表面的钝化膜局部破坏，一旦钢筋表面
钝化膜被破坏，在有水和氧气存在的条件下，就会
产生腐蚀电池反应，遭腐蚀后钢筋表面形成锈蚀
现象。钢筋锈蚀的产物是一种结构疏松的氧化物
(Fe：O，·Fe，O ·H O)，锈蚀使得钢筋与混凝土
之间形成一层疏松隔离层，明显地改变了钢筋与
混凝土的接触表面，从而降低了钢筋与混凝土之
间的粘结作用。同时，铁锈的体积一般要比原铁
的体积增加2～4倍。铁锈可以把保护层胀开，造
成钢筋外露，使得锈蚀进一步加快。此外，变形钢
筋锈蚀后，钢筋变形肋将逐渐退化，在锈蚀较严重
的情况下，变形肋在混凝土之间的机械咬合作用
基本消失，导致钢筋与混凝土共同受力性能退化，
影响混凝土结构的使用性能和寿命。因此评价核
电站混凝土安全壳的老化也应检测氯离子侵蚀后
安全壳混凝土钢筋锈蚀的情况，并评价其对结构
功能衰退的影响。
2．1．3 安全壳混凝土的碱一集料反应破坏机理
碱一集料反应类型主要有：①碱一硅酸反应，
混凝土中碱性成分与骨料中活性SiO 发生反应
(如：2NaOH+SiO2一Na2O·SiO2+H2O)，生成的
碱一硅酸盐凝胶(Na O·SiO )吸水后体积膨胀3
～ 4倍，引起混凝土膨胀开裂；② 碱一碳酸盐反
应，碱与泥质石灰质白云石反应(CaMg(CO，)：+
2KOH---~Mg(OH)2+CaCO3+K2CO3)，反应生成
的Mg(OH) 吸水膨胀2倍多，会导致混凝土开
裂。
碱一集料反应危害主要是在混凝土硬化后发
生，并引起混凝土开裂，但碱一集料反应生成物需
要吸水后体积才会膨胀，而混凝土结构中水分有
限，所以碱一集料反应往往在混凝土硬化后若干
年才表现为混凝土开裂，是一种潜在的危害。评
价核电站混凝土安全壳的老化，应检测安全壳混
凝土是否具有这种潜在的危害，如果一座已运行
若干年的安全壳没有发现碱一集料反应开裂特
征，则一般可排除这种潜在的风险。
2．1．4 安全壳混凝土的干缩及温度裂缝破坏
混凝土材料在浇注后，由于水泥在水化凝固
过程中的凝缩，在混凝土内部可形成微观上的细
微损伤裂纹，随着混凝土在强度增长硬化过程中，
失水干缩，当收缩应力大于此时混凝土的抗拉强
度引起微观损伤裂纹扩展，发展到一定程度，便会
在混凝土内部或表面形成收缩裂缝。此外，安全
壳混凝土还要经受冬夏变化的温度应力，当低温
的收缩应力大于此时混凝土的抗拉强度时，同样
会引起混凝土开裂，特别是当低温的收缩应力与
混凝土的干缩应力叠加产生的拉应力将加大裂缝
产生的机率或扩展的速度。由于安全壳体施加了
一定的环向和竖向预压应力，在安全壳体内裂缝
产生的机率非常小，但安全壳体表面混凝土干缩
和温差都较大，而壳体施加的预压应力在表层又
具有减弱效应，因此安全壳混凝土表面出现裂缝
的机率较大 。
根据国外对安全壳混凝土调查报告，混凝土
出现的表面裂缝主要是由收缩应力和温度应力引
起的，而非结构受外荷载所致。这种表层收缩裂
缝一般不会对结构的承载能力造成太大影响，但
是裂缝的存在对混凝土耐久陛影响极为不利。在
裂缝开展的局部区域，混凝土更容易受碳化，海风
带来的氯离子更易侵入混凝土内部，引起钢筋、预
应力筋的锈蚀，承载力降低，从而在安全壳裂缝局
部区域形成混凝土老化薄弱层。因此评价核电站
混凝土安全壳的老化，应检测安全壳混凝土裂缝
的发育情况，对裂缝的分布、裂缝的深度、开裂宽
度、裂缝的长度、开裂的原因等进行检测和分析，
并评价其对结构功能衰退的影响。
2．2 安全壳预应力系统老化因素分析
安全壳预应力体系的老化主要表现为预应力
钢绞线的预应力损失。安全壳中预应力损失主要
包括以下几个方面：①锚具变形损失；②孔道摩擦
损失；③混凝土收缩、徐变引起的应力损失；④预
应力钢绞线应力松弛损失。
其中①锚具变形损失和②孑L道摩擦损失之和
为预压前的预应力损失，施工中已通过超张拉给
予了补偿，对已工作数十年的安全壳预应力系统
老化评价可不于考虑。③混凝土收缩、徐变引起
的应力损失和④预应力钢绞线应力松弛损失是预
压后的预应力损失，又称为长期预应力损失，是安
全壳预应力系统老化评价的重点 。
安全壳长期预应力损失值的确定可以通过预
应力钢绞线束应力值的长期监测和预应力损失计
算分析实现。
在预应力损失计算方面，可参考的相关资料
主要有美国混凝土学会209委员会1982年报告
(ACI209(82))；美国核管理委员会管理导则
(RG1．35．1)；欧洲“CEP—FIP Model Code”
(1978)；英国BS5400，西德DIN4227(Beton—
· 6O· 华中科技大学学报(城市科学版) 2009年
Kalender 1973)；我国的《混凝土结构设计规范》
GB 50010—2002等。图4是根据美国混凝土学
会209委员会报告(ACI209(82))提供的计算公
式计算的某核电站安全壳5O年预应力损失曲线。
Z
＼
聪
q
蝾
50
100
l5O
200
250
0 5000 10000 1 5000 20000
时问／d
图4 某核电站安全壳50年预应力损失曲线
由图4可看出，张拉后2年内(1991年5月
至1993年5月)，综合预应力损失很大，主要是由
于钢绞线的应力松弛初期发展快，一般张拉1000
h后才趋于缓慢，加之混凝土的干缩及徐变也在1
～ 2年内可完成大部分，因此张拉后2年内综合
应力损失发展迅速，应力损失约占50年损失总量
的70％左右。张拉后2～12年(1993年5月至
2003年5月左右)，预应力损失发展明显放缓，这
段期间内的预应力损失，由钢绞线的应力松弛带
来的损失所占比重较混凝土的收缩与徐变带来的
应力损失要大一些；张拉后l2—5O年(2003年至
2041年)左右，混凝土收缩、徐变与钢绞线应力松
弛引起的综合预应力损失发展进入平缓阶段，这
38年时间里计算预应力损失的增量较小。
此外，由于安全壳的内部工作环境为高温，持
续高温会引起安全壳混凝土及预应力钢绞线同时
产生热胀，混凝土热胀有利于减少预应力损失，而
钢绞线热胀会导致预应力损失增加，但钢绞线的
热胀系数(1．25×10 )大于混凝土热胀系数
(1．0×10 )，因此同样的升温仍然可引起钢绞
线应力松弛损失。
由于安全壳的竖向、环向及穹顶都施加有预
应力，壳体的预加应力处于复杂的立体应力状态，
不同部位钢绞线的应力损失也是复杂的，现有理
论计算的预应力损失曲线难以反映实际状况，因
此必须通过长期监测数据来比对和校正，这是评
价核电站混凝土安全壳的预应力体系老化的关键
之一。
2．3 安全壳钢内衬锈蚀速度分析
安全壳钢内衬锈蚀主要是一个电化学腐蚀过
程，由于钢材中的碳及其他合金元素的偏析，钢材
表面氧化而形成的氧浓度差异或由于加工引起的
钢材内部应力，都会使钢材内部各部位的电极电
位不同而形成局部电池，在有水和氧气存在的条
件下，就会产生腐蚀电池反应，导致钢材锈蚀。
由于安全壳的钢内衬工作环境为高温高湿，
当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时，很容易发生锈蚀。
或者由于钢内衬施工时除锈、防锈不好，而钢材和
锈层具有不同的电位，一旦出现锈层，会加速腐
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钢板。
美国的钢材挂片试验也表明：不涂层的两面外露
钢板在大气中8．5年的锈蚀深度为1 mm。如果
照此试验的结果进行初步估算，核电站安全壳的
钢内衬在防锈涂层遭到破坏的情况下4O年锈蚀
深度可达到4～5 mm，十分危险。
安全壳钢内衬在以下情况锈蚀速度可大大加
快：(1)钢内衬或焊缝处涂层脱落；(2)不同材料
交界面处有水气凝结；(3)钢内衬在混凝土内的
连接贯穿件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十分必要。
3 核电站安全壳老化缓解措施
以上对安全壳老化机理和薄弱环节分析，目
的是为延缓混凝土安全壳老化速度和延长其使用
寿命。以下是通过对某核电站的长期监测和现场
老化参数检测提出的老化缓解的建议。
(1)对安全壳筒壁上的裂缝宽度、走向进行
持续跟踪；对宽度大于0．3 mm的裂缝进行压力
灌浆处理。
(2)对安全壳的混凝土碳化深度进行长年跟
踪监测，建立碳化深度数据库，并根据碳化机理进
行碳化深度寿命预测。减缓安全壳混凝土碳化的
主要途径是切断CO ·0 及水分进入混凝土的
通道，可在混凝土外表面涂刷一层渗入型防渗剂，
这种防渗剂进入混凝土孔隙后与水泥水化物反应
生成的结晶体会充填堵塞混凝土孔隙通道，有效
阻止CO ·0 及水分进入混凝土内部。
(3)对混凝土安全壳的混凝土氯离子含量进
行长年跟踪监测，建立氯离子侵入含量数据库，为
第4期 郑砚国等：核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究 ·61·
评价混凝土内钢筋锈蚀提供参考依据。防止氯离
子侵入混凝土的主要措施是增强混凝土的抗渗能
力，同上抗碳化措施。
(4)持续跟踪预应力损失的发展趋势，定期
通过测力传感器检测预应力变化，并绘制实测预
应力损失曲线，对比与理论计算预应力损失曲线
的偏差程度，了解实际预应力损失规律。监测中
要特别注意是否有异常的预应力变化出现。
(5)针对美国多个核电站发生的预应力钢绞
线由于氢脆变导致破断问题，研究表明可能是预
应力孔道灌浆的水泥浆料多采用铝粉(0．5—1．0
X 10 水泥质量)作微膨胀剂所致。为此，应定期
对锚头的密封帽进行开启检查，检查重点是密封
帽内的锚具、锚垫板、钢绞线的腐蚀程度，并对锚
垫板下的混凝土进行外观检查或裂缝检测。
(6)如果核电站的环境温度出现连续数月高
温，需要对测力传感器增加读数频率，以监测是否
存在由持续高温引起钢绞线应力松弛现象。
(7)定期进行钢内衬、设备闸门贯穿件、其他
贯穿件的防腐涂层检查，有无涂层脱落现象，并在
条件允许时进行底部钢内衬的涂层厚度测试。
(8)定期对底部环焊缝处钢内衬的密封完好
性进行检查，确保密封保护完好。
4 结 语
本文对影响核电站预应力混凝土安全壳老化
因素进行了分析与探讨，并结合某核电厂安全壳
监测与现场老化参数检测的情况提出了一些缓解
老化发展，延长安全壳使用寿命的初步建议。但
要准确给出混凝土安全壳的使用寿命可延长年限
是十分困难的，正如医生可通过各种医疗检测手
段对人的身体健康状况给出一个诊断，却无法告
知受检者还能活多少年一样。但对安全壳进行老
化因素检测和健康诊断却是十分必要的基础工
作。今后如何对老化因素进行量化分析计算，并
建立可供判断安全壳的整体老化状况的指标体
系，以及通过研究结果来指导新建安全壳设计的
老化因素控制，还有很多研究工作要做。
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A ng Factors of Prestressed Concrete Containment Vessel in Nuclear Power Plant
ZHENG Yah—guo ，-． LI Hui—qiang
(1．a．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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