核電站安全殼監檢測技術發展現狀及探討

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(中廣核檢測技術有限公司蘇州分公司，蘇州 215021)

核電站安全殼監檢測技術發展現狀及探討

華雄飛，張松，梅義俊

(中廣核檢測技術有限公司蘇州分公司，蘇州215021)

介紹了核電站安全殼監檢測技術的現狀，同時對國內外的安全殼檢測技術進行充分對比，探討了安全殼監檢測系統的搭建，對安全殼檢查的關鍵指標和檢查方法做了探索與可行性分析，對安全殼檢測標準的制定提出了建議和展望，為建立完整的核電站安全殼檢測及自動化監測系統提供支撐。

安全殼;檢測技術;監測系統;發展現狀

安全殼是核電廠反應堆主廠房的圍護結構，包容了反應堆壓力容器、反應堆冷卻劑系統的主管道、穩壓器、蒸汽發生器、主泵以及部分輔助系統和專設安全設施系統。核電站安全殼結構是核反應堆的保護結構，是繼核燃料包殼、一回路壓力邊界之后的最后一道安全屏障。在核電站的運行過程中，安全殼的健康狀況會在內、外荷載，以及環境侵蝕的作用下逐步降低,如預應力松弛、混凝土老化等會使得安全殼的抗力下降。有效、準確、快速地監測、檢測、評估安全殼的健康狀態，及時地對安全殼進行維護處理，是核電廠的重要工作[1]。核電站安全殼分為單層和雙層，目前我國核電廠主流安全殼為帶有密封鋼襯里的圓筒形預應力混凝土安全殼[2]。由于我國安全殼形式彼此間存在差異，檢測方法多樣，標準也未作統一要求，故和國外相比，檢測技術更復雜、技術指標要求更高。

1 安全殼檢測技術和對比

針對國內外核電站安全殼檢測技術的發展現狀以及其自身的特點，安全殼檢查包括一系列的結構質量檢測項目，主要有：鋼襯脫空檢測、混凝土結構缺陷檢測、結構強度檢測、預應力孔道注漿密實度檢測、有效預應力檢測、整體性試驗、老化檢測等重要方面。

1.1脫空檢測

脫空，是指在結構中或者結構面間產生了空隙。由于空隙的產生，結構中應力的傳遞被隔斷，結構的整體性能被削弱，從而產生安全隱患。安全殼主要表現為鋼襯里和混凝土主體結構的脫空。安全殼脫空檢測主要有以下幾種可行的方法。

(1) 振動法

混凝土結構表面受到錘擊時，表面會發生振動。該振動還會壓縮/拉伸空氣形成聲波，此時可用傳感器直接拾取結構表面的振動信號。通常，在產生脫空的部位，振動特性會發生以下變化：彎曲剛度顯著降低，卓越周期增長；彈性波能量的逸散變緩，振動的持續時間變長。脫空振動時參數變化示意如圖1所示。

圖1 脫空振動時參數變化示意

根據脫空的面積、厚度等參數，其卓越頻率fk可按下式估算。

式中：h為脫空厚度；D為脫空區域的等效直徑；E為混凝土彈性模量；ρ為混凝土密度；μ為混凝土黏度系數；Rk為各模態的特征值。

由式(1)可知，不同的激振錘會誘發不同的模態，其卓越頻率也會發生很大的變化。一般來說，小激振錘可以誘發高階模態，而大的激振錘則相反。對于深的脫空， 應當采用較大的激振錘。這就是振動法的工作原理，該方法簡單易操作，應用于安全殼脫空檢測具有很好的效果。

(2) 彈性波計算機斷層掃描(CT)

對于可以對測的鋼管混凝土結構，CT 也是一個可行的方法，但對于核電站安全殼檢測，對混凝土及鋼襯里使用計算機斷層掃描是很難實現的。沿鋼管的徑向布置測線時，盡管鋼管的波速快于混凝土中的波速(約20%)，但直線徑路的距離較沿鋼管傳播的距離約短1/3，因此沿徑線傳播的彈性波最先到達。另一方面，當經過脫空時，其傳播時間顯然要增加，這種方法原理簡單，可行性強，實施難度小，是一種應用于安全殼脫空檢測的好方法。其檢測原理示意如圖2所示。

圖2 鋼管混凝土脫空CT檢測原理示意

1.2混凝土質量檢測

在安全殼檢測中，混凝土質量是非常重要的，直接影響到安全殼的使用壽命。由于各種原因(如干燥收縮、溫度應力、外荷載、基礎變形等)，裂縫是混凝土結構中最常見的缺陷或損傷現象。由于裂縫的成因、狀態、發展以及在結構中的位置等的不同，對結構的危害性也有很大的區別。嚴重的裂縫可能危害結構的整體性和穩定性，對結構的安全運行產生很大影響。此外，根據大量的觀測資料，在混凝土結構物中出現的裂縫，大多數在竣工后1～2 a內已產生。如果這些裂縫處于穩定狀態，其對結構的影響要小得多。

(1) 彈性模量法

評價混凝土質量的指標有很多，但最重要的指標是其軸心抗壓強度和彈性模量。其中，軸心抗壓強度一般采用立方體標準試件測得，測試方法較為簡單，目前的應用最為廣泛。但對于實體結構，難以直接測試其強度。

混凝土的彈性模量決定了結構的變形特性，而且其與強度、耐久性均有密切的關系。特別是其可通過無損檢測的方法測得，因此具有廣闊的應用前景。

在被測混凝土結構的壁厚既知的前提下，利用彈性波的重復反射，可測出彈性波在被測混凝土試件中的傳播時間和波速，從而計算出混凝土的彈性模量，進而推算混凝土的強度指標。該方法也稱“沖擊回波法”，具有測試效率高、測試結果客觀性強的特點，可優先采用。各種方法的優缺點如表1所示。

表1 混凝土結構彈性模量測試方法比較

(2) 沖擊回波法

與振動法測試相似，沿測試對象表面連續激發彈性波信號，信號在遇到空洞、脫空面等疏松介質時會產生反射。通過抽取該反射信號并進行相應處理，即可識別結構缺陷的有無及深度位置。當激發的彈性波遇到缺陷時，如果界面完全脫開，則反射率可按下式表示。

式中：z1為結構中的機械阻抗；z2為脫空面的機械阻抗。

當脫空缺陷的兩面不接觸，且脫空面積較大時，z1/z2≈0 。因此，有R≈1，即激發的信號完全反射。 圖3為沖擊回波法測試方法與結果示例。

圖3 沖擊回波測試方法和結果示例

1.3預應力狀態檢測

預應力結構在運行的過程中，不可避免地會出現各種老化、劣化現象(如混凝土強度降低，預應力損失等)。同時，在預應力結構的制作中，預應力張力的損失也時有發生，嚴重時甚至造成坍塌等惡性事故。因此，預應力結構檢測具有重要意義。一般可以用預應力注漿密度和有效預應力兩個指標進行評價。

(1) 預應力注漿密度檢測

一般預應力注漿密度檢測是通過彈性波的透過、反射等特性，對預應力混凝土結構的灌漿密實度進行定性檢測和定位檢測的。

定性檢測是通過露在兩端表面的錨頭/鋼絞線，在一端激發信號，另一端接收信號進行的。其通過分析在傳播過程中信號的能量、頻率、波速等參數的變化，對整個鋼絞線的灌漿密實度加以分析，從而定性地判斷該灌漿質量的優劣。定性測試方法包括全長衰減法(FLEA)、全長波速法(FLPV)、傳遞函數法(PFTF)、波形特征對比法。各方法優缺點比較如表2所示。

表2 灌漿密實度定性測試方法比較

定位檢測是基于沖擊回波法(IE 法)，通過側壁或者頂(底)面激振、接受的方式，對灌漿缺陷的位置、規模等進行定位測試的技術。其測試方法主要有改進型IE法、等效波速法(IEEV)、共振偏移法(IERS)。這3種方法均采用同一數據和同一頻譜分析，僅在云圖判讀上有所不同。一般而言，IE法是基礎，各種狀況均適用；IEEV法適合于壁厚較小，底部反射明顯的情況；而IERS法則相反，適合于壁厚較大，底部反射不明顯的情況。IEEV法測試精度高，但相對速度較慢；測試精度與壁厚/孔徑比有關，壁厚/孔徑比越小，測試精度越高；當邊界條件復雜(拐角處)或測試面有斜角時，測試精度會受較大的影響。上述方法都是預應力混凝土檢測的重要手段，應用于安全殼預應力的檢測具有良好的實踐基礎和理論支持。

(2) 有效預應力的檢測

反拉法應用于預應力檢查時，是對具有自由端及拉拔條件的錨下預應力最為可靠的檢測方法。測試時，對露在安全殼混凝土外的鋼絞線進行整體或者單根張拉，同時測試張拉力和鋼絞線伸長量，也可以對錨頭本身進行拉拔。在拉拔力小于原有有效預應力時，夾片對鋼絞線有緊固作用，能夠自由伸長的鋼絞線為露出的自由長度；在拉拔力超過原有有效預應力時，錨頭與夾片脫開，能夠自由伸長的鋼絞線除了露出的自由長度以外，一部分位于錨下的鋼絞線也參與張拉。此時，自由伸長的鋼絞線長度就會有較明顯的增加。另一方面，夾片本身也會隨著鋼絞線的伸長而產生向外的位移。因此，通過測量拉拔力-鋼絞線或者夾片的位移關系，即可推算錨下的有效預應力。反拉檢測時，通過測試反拉過程中索體的荷載-位移變化特征，可分析判斷錨下的預應力，反拉荷載-位移曲線如圖4所示。通常采用拐點法來判斷錨下預應力初值。

圖4 反拉荷載-位移曲線

采用等效質量法進行埋入式預應力測試時，是通過對錨頭激振并測試錨頭的振動響應，來推算埋入式錨索/桿的張力的。其利用激振錘(力錘)敲擊錨頭，并通過粘貼在錨頭上的傳感器拾取錨頭的振動響應，從而能夠快速、簡單地測試錨索(桿)的現有張力。

錨索的張力T與其第N階橫向自振頻率fN的關系可按下式表示。

式中：M為振動體系的質量；L為錨索自由部分的長度(計算長度，略短于實際長度)；ρ為錨索的線密度，即單位長度的質量；EI為錨索的抗彎剛度，E為彈性模量；I為截面慣性矩。

等效質量法適用于已進行注漿但錨頭露出的情況下的錨下有效預應力檢測，該方法相對反拉法精度偏低。

2 核電站安全殼監測系統

2.1監測系統研究現狀

監測核電站安全殼結構的完整性是整個電站服役過程中的重要保障，雖然設計時都經過充分的理論計算和分析，但由于材料使用、施工工藝、施工質量和維修養護等因素，安全殼結構的實際承載能力都可能低于設計預期；安全殼筒體和穹頂結構為保證不開裂都采用了預應力技術，預應力水平的高低直接決定了安全殼事故下的安全裕度；理論上在服役晚期，由于預應力水平的持續降低、安全殼結構的老化、使用維護不當等原因，安全殼此階段的結構安全性能最低，如何保證此期間的安全殼仍能滿足完整性要求，甚至在延長使用壽命的情況下滿足完整性要求，都需要監測系統提供有效的數據從而進行評價[3]。

由于監測項目眾多，項目實施難度大，最終搭建的系統結構較復雜，所以目前針對核電站安全殼的整體監測系統處于一個單指標，自動化水平低，數據不精確的現狀。很多重要數據都需要人工測量，數據不準確以及監測人員工作強度大的問題尤為突出。

國外核電發展較早，無論是核電運營還是監測,以及安全評估技術上均具有先進的技術和經驗，并且已經制訂了相關的技術標準。尤其是在核電站耐久性評估和老化管理方面進行了較早的研究并取得了突出的成績，而國內在這方面的研究還很欠缺。

結構健康監測技術引入我國已有近20 a的歷史，在許多特大型結構、大型結構上都嘗試性地安裝了健康監測系統。這些系統主要有以下特點：監測項目眾多，一般有溫度、振動、變形、應變(以及推算的應力),以及環境變量，如風速、雨量等參量，特別地還有拉索張力、鋼筋銹蝕等參量；采用實時數據傳輸，可遠程監測。

然而，在實際的工程應用中，這些監測技術存在的主要問題有：

(1) 成本高昂。

(2) 系統復雜、可靠性差：由于追求大而全，監測系統往往過于復雜。一個典型的監測系統常包括數十個子系統，使用數十種甚至上百種傳感器。面面俱到的同時，不僅增加了系統成本，而且還嚴重地降低了系統的可靠性。

(3) 缺乏標定手段、耐久性差：由于種種原因，傳感器不僅壽命較短，而且在使用過程中會出現漂移等問題，嚴重影響了監測系統的耐久性。特別是缺乏對監測系統的標定手段，使得這一問題一直得不到有效解決。

因此，傳統的結果健康監測技術盡管具有諸多優點，但在實際應用中難以得到普及和推廣。

2.2安全殼監測系統

通過對安全殼中傳播的沖擊彈性波波速進行連續、精確地監測，根據推算的混凝土彈性模量變化狀況來監測混凝土老化以及預應力損失、鋼筋銹蝕等影響結構力學特性的主要參數，從而達到對安全殼健康狀態進行監測的目的。

基于彈性模量的安全殼監測系統主要由信號激振及測試系統、彈模分析系統、數據庫系統組成，其工作流程如圖5所示，傳感器及激振裝置安裝示意如圖6所示。

圖5 彈性模量的安全殼監測系統工作流程

圖6 傳感器及激振裝置安裝示意

典型的監測系統主要由激振及傳感器、數據采集裝置、分析系統、數據管理系統4部分組成。并且具有針對性強、成本大幅降低,系統簡單、可靠性好，分辨力高等優點。這是一種普遍的監測系統方式，具備了監測系統所必須的基本部分，未來監測系統的搭建基本符合這種檢測模型的方式，并在監測的數據量和種類上有所突破，實現了更高的自動化水平。

3 結語

目前，核電站安全殼監檢測項目已經基本確定，我國的安全殼檢測項目和國際上基本保持一致。但是由于我國核電較發達國家起步較晚，相關技術和標準還不成熟，甚至有些標準還處于參考國際標準的階段，沒有形成自己的標準，許多方面都亟待突破。

各科研單位都在加緊制定安全殼檢測的標準。標準制定過程中，在參考國外標準的同時應該充分了解我國核電的發展現狀，起到充分的指導和參考作用。標準應考慮到檢測和監測的各方面，做到較高的覆蓋性，對多種檢測方法起到規范作用。

安全殼狀態監檢測技術已引起越來越多的重視。目前對安全殼裂縫的篩選、裂縫演變的評價技術，鋼襯里空鼓變形評價技術，安全殼結構整體性能評價技術，時限老化分析(TLAA)、預應力下降、鋼襯里和貫穿件疲勞等項目的研究越來越多，相信不久之后會取得重大突破，這些項目的技術突破將對安全殼整體性能評價產生重要意義。

[1] 林誠格，劉志弢，趙瑞昌.壓水堆失水事故最佳估算方法研究[J].北京核安全，2010(1):1-12.

[2] 丁紅麗，徐秉業，范欽珊.安全殼鋼襯的初始后屈服曲分析[J].工程力學,1996,13(2):43-49.

[3] 張際斌，林松濤.核電站安全殼結構檢測評估技術綜述[J] .工業建筑，2014, 44(Z1):1007-1010.

DevelopmentStatusandDiscussionofMonitoringTechnologyfortheSafetyShellinNuclearPowerStation

HUAXiongfei,ZHANGSong,MEIYijun

(CGNPCInspectionTechnologyCo.,Ltd.,Suzhou215021,China)

This paper introduces the status of nuclear power plant containment detection technology. At the same time, the domestic and foreign security shell detection technology is fully compared. The key indicators and inspection methods of the containment inspection are explored and analyzed feasibly, and the development of the safety shell detection standards are proposed and prospected, which provides a strong support for the establishment of a complete nuclear power safety shell detection and automation monitoring system.

containment; detection technology; monitoring system; development status

TG115.28

A

1000-6656(2017)10-0028-05

2017-06-25

華雄飛(1985-)，男，碩士，工程師,主要從事核電站役前、在役無損檢測工作

華雄飛，huaxiongfei2006@163.com

10.11973/wsjc201710007