：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～70m，直径 40m左右，混凝土壁厚的取值 ，一 般为 1m。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

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