核电站安全壳筒身径向变位测量分析

李晓庚+王志永

摘 要 安全壳是核反应堆继核燃料包壳、一回路压力边界之后的第三道安全屏障，负有重大的安全使命，其主要功能是当反应堆发生失水事故时，将放射性物质限制和消除在内部。在役核电机组首次大修期间需进行安全壳结构强度试验，安全筒身径向变位测量是该项试验的重要组成部分，文章结合实际试验介绍了安全壳筒身变位测量的方法。通过对径向变位试验结果的分析，证明核电站安全壳筒身径向变位在设计阈值内，有足够的安全储备，可以承受失水事故工况。

关键词 安全壳；安全屏障；筒身径向变位；测量方法

中图分类号 TM6 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2016）160-0166-01

1 概述

目前，国内在役核电站主流型号为M310型压水反应堆，其安全壳结构型式为带密封钢衬里的预应力混凝土结构，M310型压水反应堆在投运前及在役首次大修和十年大修期间，均必须进行安全壳结构强度试验以评价安全壳能否在反应堆出现意外时承受一定的内部压力，验证其结构性能是否满足设计要求[1]。在大修期间，安全壳结构强度试验是一项占据主线时间近110h的重大试验。安全壳筒身变位测量是试验的重要组成部分，是对安全壳结构受力状态进行评判的主要依据。

2 安全壳筒身变位测量内容及方法

2.1测量内容[2]

安全壳结构强度试验中的筒身变位测量包括两部分内容：1）安全壳径向变位；2）安全壳切向变位。

2.2测量方法

安全壳结构强度试验分为升压和降压两个过程，共7个压力平台，在试验升降压期间的每个压力平台均要对安全壳筒身变位进行测量，其目的是监测安全壳筒身变位在多级压力下是否处于弹性范围。

核电站采用铅垂线系统测量安全壳的筒身变位，设置了四组铅垂线系统布置于安全壳外表面，通过镀锌管屏蔽气流、雨水等外界干扰因素，用于测量安全壳筒体 9.2m/10m、26m和42m这3个标高处的径向和切向变位，具体布置方位见表1。

铅垂线系统的测读仪表安装在标高为-6.0m的基础底板上，仪表的X轴代表切向，Y轴代表径向。测点在不同压力作用下产生相应的变位，导致铅垂线和基准点间的距离发生变化，每级压力下铅垂线和基准点间的距离相对于零压力下两者间距的差值，即为测点的径向和切向变位。

2.3测量结果与分析

根据历次试验经验，安全壳结构筒身切向（倾斜和扭转）变位很小，而径向（安全壳半径变化）变位随着试验的进行较为明显，本文侧重于径向变位测量结果分析，切向变位分析过程与之类似。

试验过程中在各级压力平台下对安全壳筒体的径向变位和切向变位进行测度，径向变位测量结果见表2。

利用各级压力平台下安全壳筒体径向变位的测量数据绘制代表性较高的26.0m标高处测点在0.21MPa平台及0.42MPa平台下径向变位横视图（图1）及安全壳筒体所有测点的径向实测变位曲线（图2）用于结果分析。

结合各标高水平径向实测变位曲线，结果分析如下：1）在最大试验荷载（0.420MPa.g）作用下，26.0m标高处径向变位最大，9.2/10.0m标高处次之，42.0m标高处变位相对最小。径向最大变形出现在239.40gr方位，标高26m处，为7.27mm，为期望值（8.2mm）的88.7%，没有超过期望值的130%。

2）从半压平台及最高压平台26.0m标高处径向变位横视图（图1）来看，受到孔洞效应以及不均匀太阳辐照影响，同标高不同测点变形量并不一致。

3）从所有测点的径向实测变位曲线（图2）来看，径向变位值与压力台阶相吻合，呈现可逆线性关系，且残余变形较小。

3 结论

1）在试验循环压力作用下，安全壳筒身表现出很好的恢复性，在事故内压（0.42MPa.g）作用下，筒身径向实际变位小于验收值，说明其预应力系统的设计合理有效。

2）安全壳结构性能良好，有足够的安全储备，其强度可以承受失水事故工况。

参考文献

[1]NB/T 20017-2010，压水堆核电厂安全壳结构整体性试验[S].NB/T 20017-2010，Pressed water reactor nuclear power plant containment structural integrity test[S].

[2]RCC-G，压水堆核岛土建设计和建筑规程[S].RCC-G，Thenuclear island civil engineering design and construction procedures of pressed water reactor[S].