預(yù)應(yīng)力鋼絞線在核電站安全殼中的應(yīng)用

毛愛(ài)菊（天津冶金集團(tuán)中興盛達(dá)鋼業(yè)有限公司，天津301616）

預(yù)應(yīng)力鋼絞線在核電站安全殼中的應(yīng)用

毛愛(ài)菊
（天津冶金集團(tuán)中興盛達(dá)鋼業(yè)有限公司，天津301616）

在介紹核電站安全殼的種類和結(jié)構(gòu)的基礎(chǔ)上，分析了CPR堆型和EPR堆型使用的預(yù)應(yīng)力鋼絞線的種類、數(shù)量和級(jí)別，以及核電用鋼絞線的技術(shù)要求。指出為滿足安全殼使用要求及安全要求，預(yù)應(yīng)力鋼絞線實(shí)物性能指標(biāo)必須高于標(biāo)準(zhǔn)及規(guī)范要求。

超核電站；安全殼；預(yù)應(yīng)力體系；鋼絞線；技術(shù)要求

1 引言

核電站是利用核裂變反應(yīng)所釋放的能量轉(zhuǎn)化成電能的發(fā)電廠。核電站一般分為兩部分，一是利用原子核裂變生產(chǎn)蒸汽的核島，二是利用蒸汽發(fā)電的常規(guī)島。使用的燃料是放射性重金屬鈾或钚。

2 核島的安全殼

核島的核反應(yīng)堆廠房就是我們說(shuō)的核安全殼，它是核反應(yīng)最后一道安全屏障，它的作用是防止放射性物質(zhì)擴(kuò)散污染周圍的環(huán)境，也是反應(yīng)堆廠房的圍護(hù)結(jié)構(gòu)，保護(hù)反應(yīng)堆設(shè)備系統(tǒng)免受外界不利影響。

世界上的核電站安全殼有3種型式：

2.1 鋼安全殼

多為球殼加一段筒殼，呈燒瓶型，為了盡量避免焊接后熱處理，壁厚通?？刂圃?8 mm以內(nèi)，美國(guó)20世紀(jì)50年代設(shè)計(jì)的核電站多采用鋼殼。

2.2 鋼筋混凝土安全殼

襯里是較薄的碳鋼，鋼筋混凝土安全殼采用了排列很密實(shí)的鋼筋，以便能承受事故的壓力和溫度，這種混凝土殼是美國(guó)20世紀(jì)60年代為了降低鋼殼的造價(jià)設(shè)計(jì)的，造價(jià)低，但是表面易開(kāi)裂。

2.3 預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼

第一代預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼是20世紀(jì)60年代由法國(guó)人設(shè)計(jì)的，采用扁穹頂，筒壁環(huán)向和豎向布置預(yù)應(yīng)力鋼絞線，環(huán)向有六個(gè)扶壁柱錨固。第二代核電站安全殼也采用扁穹頂，筒壁環(huán)向預(yù)應(yīng)力鋼絞線束減少為三個(gè)扶壁錨固，如嶺澳核電站。第三代預(yù)應(yīng)力安全殼把扁穹頂改為半球頂，穹頂?shù)念A(yù)應(yīng)力鋼絞線束也與筒壁的豎向鋼絞線束合而為一，比第二代更經(jīng)濟(jì)，結(jié)構(gòu)更合理?，F(xiàn)在使用較多的是二代+和三代安全殼，如田灣核電站，臺(tái)山核電站，福清5#6#島，見(jiàn)圖1、圖2。

3 預(yù)應(yīng)力鋼絞線在和安全殼中的使用

安全殼的型式和預(yù)應(yīng)力體系確定后，選用什么類型的鋼筋首先需要進(jìn)行預(yù)應(yīng)力損失的計(jì)算，重點(diǎn)考慮的是3方面的應(yīng)力損失：

瞬時(shí)損失，包括鋼筋與混凝土孔道的摩擦損失，錨具的變形，鋼筋回縮和接縫壓縮，混凝土的彈性壓縮；

圖1 內(nèi)鋼絞線示意圖

圖2 內(nèi)鋼絞線示意圖

鋼筋的應(yīng)力松弛，即預(yù)應(yīng)力筋材料自身產(chǎn)生的應(yīng)力松弛。

混凝土的收縮徐變。預(yù)應(yīng)力鋼絞線以其高承載力、低松弛、柔性好、便于穿束等優(yōu)點(diǎn)，是預(yù)應(yīng)力安全殼最理想的鋼筋。

3.1 CPR堆型預(yù)應(yīng)力安全殼使用的鋼絞線

CPR核島（如嶺澳核電站）安全殼為后張預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，筒身厚度900 mm，穹頂厚度800 mm，混凝土強(qiáng)度等級(jí)為C50，預(yù)應(yīng)力鋼絞線為水平布置、豎向布置和穹頂?shù)陌j(luò)線布置，水平和穹頂使用的是19束15.7 mm鋼絞線233根，4個(gè)扶壁柱，豎向使用37束15.7 mm鋼絞線144根，張拉控制應(yīng)力為0.8FPY，穹頂分三簇，互成120°分布，每簇58束共174根，鋼絞線強(qiáng)度級(jí)別為1 770 MPa。

3.2 EPR堆型預(yù)應(yīng)力安全殼使用的鋼絞線

EPR核島（如臺(tái)山核電站）采用雙層混凝土安全殼，外層安全殼采用的混凝土結(jié)構(gòu)筒身厚度1.8 m，穹頂厚度1.8 m；內(nèi)層安全殼也采用預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)筒身厚度1.3 m，穹頂厚度1 m，混凝土強(qiáng)度級(jí)為C75。水平和豎向均采用55束15.7 mm、1 860 MPa鋼絞線，張拉控制應(yīng)力為0.8FPY，筒體有三個(gè)扶壁柱，穹頂預(yù)應(yīng)力筋呈正交排列。

4 安全殼用預(yù)應(yīng)力鋼絞線技術(shù)要求

預(yù)應(yīng)力鋼絞線屬于核電站建設(shè)中質(zhì)量保證等級(jí)為一級(jí)的重要材料，鋼絞線的主要技術(shù)指標(biāo)有：

4.1 抗拉強(qiáng)度

核電站的設(shè)計(jì)壽命一般為40年，在整個(gè)服役期間，要保證安全殼有足夠的預(yù)壓應(yīng)力，以抵御失水事故時(shí)內(nèi)部壓力過(guò)大造成安全殼開(kāi)裂，導(dǎo)致核輻射。按照嚴(yán)重事故工況下安全殼壓力達(dá)到10×105Pa［1］設(shè)計(jì)計(jì)算（與本文關(guān)系不大，從略），CPR核島及EPR核島分別選用高強(qiáng)度預(yù)應(yīng)力鋼絞線1 770 MPa及1 860 MPa級(jí)。

4.2 屈服強(qiáng)度

核電站預(yù)應(yīng)力體系張拉控制應(yīng)力為0.8FPY，高于工民建及橋梁工程預(yù)應(yīng)力體系張拉控制應(yīng)力在0.7 FPY水平，因此要有較高的彈性極限和屈服強(qiáng)度，預(yù)應(yīng)力鋼絞線生產(chǎn)企業(yè)一般控制屈強(qiáng)比，要達(dá)到90%～95%，一般實(shí)物質(zhì)量水平要達(dá)到92%以上。

4.3 松弛性能

核安全殼用鋼絞線要求有極低的松弛率，在設(shè)計(jì)壽命里要有足夠的預(yù)應(yīng)力，到期的核電站進(jìn)行評(píng)估后有可能延期服役，要求預(yù)應(yīng)力體系在40～50年后具有較高的預(yù)應(yīng)力水平，對(duì)鋼絞線松弛性能的要求是在80%初始力下1 000 h松弛率不高于4.5%，按照DEB-FIP《MODEL CODE》中給出的預(yù)測(cè)1 000 h之后的松弛值用方程式：

50年的松弛值大致是1 000 h的3倍，約13% ～14%。核電站安全殼環(huán)境溫度夏季平均在40℃左右，因此要求鋼絞線在40℃環(huán)境下，80%控制應(yīng)力下，50年的應(yīng)力損失在20%以內(nèi)。

4.4 伸長(zhǎng)率

安全殼布筋采用群錨，CPR環(huán)向采用19束，EPR采用55束，各根鋼絞線受力狀態(tài)不同，而且鋼絞線很可能在孔道內(nèi)交叉，要達(dá)到控制應(yīng)力水平，鋼絞線應(yīng)具有足夠的伸長(zhǎng)率，因此鋼絞線伸長(zhǎng)率的實(shí)際水平應(yīng)達(dá)到5.0%以上。

4.5 偏斜拉伸性能

安全殼筒壁上擁有很多貫穿件，留有很多孔洞、門，豎向布筋躲開(kāi)孔洞設(shè)計(jì)要求起彎點(diǎn)到洞口的中心距離為2～3倍洞口直徑（見(jiàn)圖3），偏轉(zhuǎn)角度最大的地方為18°～25°左右，因此要求鋼絞線偏斜

圖3 安全殼鋼絞線布筋示意圖

拉伸時(shí)應(yīng)力損失越小越好。按照國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)ISO15630［2］及《核電站用鋼絞線技術(shù)規(guī)范》要求，偏斜拉伸系數(shù)在28%以下，實(shí)際控制水平在15%以下。

5 結(jié)語(yǔ)

預(yù)應(yīng)力鋼絞線屬于核電站建設(shè)中質(zhì)量保證等級(jí)為一級(jí)的重要材料，對(duì)鋼絞線質(zhì)量的要求更多的出于安全角度考慮，安全殼長(zhǎng)期處于靜載狀態(tài)，但是一旦失水事故出現(xiàn)，內(nèi)部壓力過(guò)大，預(yù)應(yīng)力體系必須能夠抵御內(nèi)部壓力，確保安全殼不開(kāi)裂，不產(chǎn)生核輻射。因此，鋼絞線的質(zhì)量，特別是長(zhǎng)期松弛性能至關(guān)重要。

［1］羅傳杰，張世順.核電廠嚴(yán)重事故后安全殼壓力的測(cè)量方法［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2011（5）：578-581.

［2］ISO 15630-3：2010，Steel for the reinforcement and prestressing of concrete—Test methods-Part3：Prestressing steel［S］.

Application of Pre-stressed Steel Strand to Containment of Nuclear Power Station

MAO Ai-ju
（Tianjin Metallurgy Group Zhongxing Shengda Steel Industry Co.，Ltd.，Tianjin 301616，China）

On basis of introducing the type and structure of nuclear power station containment，the paper analyzes the type，quantity and level of pre-stressed steel strand used for CPR type and EPR type reactors and the technical requirement on steel strand for nuclear power application.It is also points out the indices of physical property of steel strand must be higher than that required by the standard and specification in order to meet the application requirement and safety requirement of containment.

super nuclear power station；containment；pre-stressing system；steel stand；technical requirement

10.3969/j.issn.1006-110X.2016.02.002

2015-10-13

2015-11-02

毛愛(ài)菊（1963—），女，高級(jí)工程師，天津冶金集團(tuán)中興盛達(dá)鋼業(yè)有限公司副總工程師，主要從事金屬制品方面的研究工作。