核电站安全壳监检测技术发展现状及探讨

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(中广核检测技术有限公司苏州分公司，苏州 215021)

核电站安全壳监检测技术发展现状及探讨

华雄飞，张松，梅义俊

(中广核检测技术有限公司苏州分公司，苏州215021)

介绍了核电站安全壳监检测技术的现状，同时对国内外的安全壳检测技术进行充分对比，探讨了安全壳监检测系统的搭建，对安全壳检查的关键指标和检查方法做了探索与可行性分析，对安全壳检测标准的制定提出了建议和展望，为建立完整的核电站安全壳检测及自动化监测系统提供支撑。

安全壳;检测技术;监测系统;发展现状

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构，包容了反应堆压力容器、反应堆冷却剂系统的主管道、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及部分辅助系统和专设安全设施系统。核电站安全壳结构是核反应堆的保护结构，是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障。在核电站的运行过程中，安全壳的健康状况会在内、外荷载，以及环境侵蚀的作用下逐步降低,如预应力松弛、混凝土老化等会使得安全壳的抗力下降。有效、准确、快速地监测、检测、评估安全壳的健康状态，及时地对安全壳进行维护处理，是核电厂的重要工作[1]。核电站安全壳分为单层和双层，目前我国核电厂主流安全壳为带有密封钢衬里的圆筒形预应力混凝土安全壳[2]。由于我国安全壳形式彼此间存在差异，检测方法多样，标准也未作统一要求，故和国外相比，检测技术更复杂、技术指标要求更高。

1 安全壳检测技术和对比

针对国内外核电站安全壳检测技术的发展现状以及其自身的特点，安全壳检查包括一系列的结构质量检测项目，主要有：钢衬脱空检测、混凝土结构缺陷检测、结构强度检测、预应力孔道注浆密实度检测、有效预应力检测、整体性试验、老化检测等重要方面。

1.1脱空检测

脱空，是指在结构中或者结构面间产生了空隙。由于空隙的产生，结构中应力的传递被隔断，结构的整体性能被削弱，从而产生安全隐患。安全壳主要表现为钢衬里和混凝土主体结构的脱空。安全壳脱空检测主要有以下几种可行的方法。

(1) 振动法

混凝土结构表面受到锤击时，表面会发生振动。该振动还会压缩/拉伸空气形成声波，此时可用传感器直接拾取结构表面的振动信号。通常，在产生脱空的部位，振动特性会发生以下变化：弯曲刚度显著降低，卓越周期增长；弹性波能量的逸散变缓，振动的持续时间变长。脱空振动时参数变化示意如图1所示。

图1 脱空振动时参数变化示意

根据脱空的面积、厚度等参数，其卓越频率fk可按下式估算。

式中：h为脱空厚度；D为脱空区域的等效直径；E为混凝土弹性模量；ρ为混凝土密度；μ为混凝土黏度系数；Rk为各模态的特征值。

由式(1)可知，不同的激振锤会诱发不同的模态，其卓越频率也会发生很大的变化。一般来说，小激振锤可以诱发高阶模态，而大的激振锤则相反。对于深的脱空， 应当采用较大的激振锤。这就是振动法的工作原理，该方法简单易操作，应用于安全壳脱空检测具有很好的效果。

(2) 弹性波计算机断层扫描(CT)

对于可以对测的钢管混凝土结构，CT 也是一个可行的方法，但对于核电站安全壳检测，对混凝土及钢衬里使用计算机断层扫描是很难实现的。沿钢管的径向布置测线时，尽管钢管的波速快于混凝土中的波速(约20%)，但直线径路的距离较沿钢管传播的距离约短1/3，因此沿径线传播的弹性波最先到达。另一方面，当经过脱空时，其传播时间显然要增加，这种方法原理简单，可行性强，实施难度小，是一种应用于安全壳脱空检测的好方法。其检测原理示意如图2所示。

图2 钢管混凝土脱空CT检测原理示意

1.2混凝土质量检测

在安全壳检测中，混凝土质量是非常重要的，直接影响到安全壳的使用寿命。由于各种原因(如干燥收缩、温度应力、外荷载、基础变形等)，裂缝是混凝土结构中最常见的缺陷或损伤现象。由于裂缝的成因、状态、发展以及在结构中的位置等的不同，对结构的危害性也有很大的区别。严重的裂缝可能危害结构的整体性和稳定性，对结构的安全运行产生很大影响。此外，根据大量的观测资料，在混凝土结构物中出现的裂缝，大多数在竣工后1～2 a内已产生。如果这些裂缝处于稳定状态，其对结构的影响要小得多。

(1) 弹性模量法

评价混凝土质量的指标有很多，但最重要的指标是其轴心抗压强度和弹性模量。其中，轴心抗压强度一般采用立方体标准试件测得，测试方法较为简单，目前的应用最为广泛。但对于实体结构，难以直接测试其强度。

混凝土的弹性模量决定了结构的变形特性，而且其与强度、耐久性均有密切的关系。特别是其可通过无损检测的方法测得，因此具有广阔的应用前景。

在被测混凝土结构的壁厚既知的前提下，利用弹性波的重复反射，可测出弹性波在被测混凝土试件中的传播时间和波速，从而计算出混凝土的弹性模量，进而推算混凝土的强度指标。该方法也称“冲击回波法”，具有测试效率高、测试结果客观性强的特点，可优先采用。各种方法的优缺点如表1所示。

表1 混凝土结构弹性模量测试方法比较

(2) 冲击回波法

与振动法测试相似，沿测试对象表面连续激发弹性波信号，信号在遇到空洞、脱空面等疏松介质时会产生反射。通过抽取该反射信号并进行相应处理，即可识别结构缺陷的有无及深度位置。当激发的弹性波遇到缺陷时，如果界面完全脱开，则反射率可按下式表示。

式中：z1为结构中的机械阻抗；z2为脱空面的机械阻抗。

当脱空缺陷的两面不接触，且脱空面积较大时，z1/z2≈0 。因此，有R≈1，即激发的信号完全反射。 图3为冲击回波法测试方法与结果示例。

图3 冲击回波测试方法和结果示例

1.3预应力状态检测

预应力结构在运行的过程中，不可避免地会出现各种老化、劣化现象(如混凝土强度降低，预应力损失等)。同时，在预应力结构的制作中，预应力张力的损失也时有发生，严重时甚至造成坍塌等恶性事故。因此，预应力结构检测具有重要意义。一般可以用预应力注浆密度和有效预应力两个指标进行评价。

(1) 预应力注浆密度检测

一般预应力注浆密度检测是通过弹性波的透过、反射等特性，对预应力混凝土结构的灌浆密实度进行定性检测和定位检测的。

定性检测是通过露在两端表面的锚头/钢绞线，在一端激发信号，另一端接收信号进行的。其通过分析在传播过程中信号的能量、频率、波速等参数的变化，对整个钢绞线的灌浆密实度加以分析，从而定性地判断该灌浆质量的优劣。定性测试方法包括全长衰减法(FLEA)、全长波速法(FLPV)、传递函数法(PFTF)、波形特征对比法。各方法优缺点比较如表2所示。

表2 灌浆密实度定性测试方法比较

定位检测是基于冲击回波法(IE 法)，通过侧壁或者顶(底)面激振、接受的方式，对灌浆缺陷的位置、规模等进行定位测试的技术。其测试方法主要有改进型IE法、等效波速法(IEEV)、共振偏移法(IERS)。这3种方法均采用同一数据和同一频谱分析，仅在云图判读上有所不同。一般而言，IE法是基础，各种状况均适用；IEEV法适合于壁厚较小，底部反射明显的情况；而IERS法则相反，适合于壁厚较大，底部反射不明显的情况。IEEV法测试精度高，但相对速度较慢；测试精度与壁厚/孔径比有关，壁厚/孔径比越小，测试精度越高；当边界条件复杂(拐角处)或测试面有斜角时，测试精度会受较大的影响。上述方法都是预应力混凝土检测的重要手段，应用于安全壳预应力的检测具有良好的实践基础和理论支持。

(2) 有效预应力的检测

反拉法应用于预应力检查时，是对具有自由端及拉拔条件的锚下预应力最为可靠的检测方法。测试时，对露在安全壳混凝土外的钢绞线进行整体或者单根张拉，同时测试张拉力和钢绞线伸长量，也可以对锚头本身进行拉拔。在拉拔力小于原有有效预应力时，夹片对钢绞线有紧固作用，能够自由伸长的钢绞线为露出的自由长度；在拉拔力超过原有有效预应力时，锚头与夹片脱开，能够自由伸长的钢绞线除了露出的自由长度以外，一部分位于锚下的钢绞线也参与张拉。此时，自由伸长的钢绞线长度就会有较明显的增加。另一方面，夹片本身也会随着钢绞线的伸长而产生向外的位移。因此，通过测量拉拔力-钢绞线或者夹片的位移关系，即可推算锚下的有效预应力。反拉检测时，通过测试反拉过程中索体的荷载-位移变化特征，可分析判断锚下的预应力，反拉荷载-位移曲线如图4所示。通常采用拐点法来判断锚下预应力初值。

图4 反拉荷载-位移曲线

采用等效质量法进行埋入式预应力测试时，是通过对锚头激振并测试锚头的振动响应，来推算埋入式锚索/杆的张力的。其利用激振锤(力锤)敲击锚头，并通过粘贴在锚头上的传感器拾取锚头的振动响应，从而能够快速、简单地测试锚索(杆)的现有张力。

锚索的张力T与其第N阶横向自振频率fN的关系可按下式表示。

式中：M为振动体系的质量；L为锚索自由部分的长度(计算长度，略短于实际长度)；ρ为锚索的线密度，即单位长度的质量；EI为锚索的抗弯刚度，E为弹性模量；I为截面惯性矩。

等效质量法适用于已进行注浆但锚头露出的情况下的锚下有效预应力检测，该方法相对反拉法精度偏低。

2 核电站安全壳监测系统

2.1监测系统研究现状

监测核电站安全壳结构的完整性是整个电站服役过程中的重要保障，虽然设计时都经过充分的理论计算和分析，但由于材料使用、施工工艺、施工质量和维修养护等因素，安全壳结构的实际承载能力都可能低于设计预期；安全壳筒体和穹顶结构为保证不开裂都采用了预应力技术，预应力水平的高低直接决定了安全壳事故下的安全裕度；理论上在服役晚期，由于预应力水平的持续降低、安全壳结构的老化、使用维护不当等原因，安全壳此阶段的结构安全性能最低，如何保证此期间的安全壳仍能满足完整性要求，甚至在延长使用寿命的情况下满足完整性要求，都需要监测系统提供有效的数据从而进行评价[3]。

由于监测项目众多，项目实施难度大，最终搭建的系统结构较复杂，所以目前针对核电站安全壳的整体监测系统处于一个单指标，自动化水平低，数据不精确的现状。很多重要数据都需要人工测量，数据不准确以及监测人员工作强度大的问题尤为突出。

国外核电发展较早，无论是核电运营还是监测,以及安全评估技术上均具有先进的技术和经验，并且已经制订了相关的技术标准。尤其是在核电站耐久性评估和老化管理方面进行了较早的研究并取得了突出的成绩，而国内在这方面的研究还很欠缺。

结构健康监测技术引入我国已有近20 a的历史，在许多特大型结构、大型结构上都尝试性地安装了健康监测系统。这些系统主要有以下特点：监测项目众多，一般有温度、振动、变形、应变(以及推算的应力),以及环境变量，如风速、雨量等参量，特别地还有拉索张力、钢筋锈蚀等参量；采用实时数据传输，可远程监测。

然而，在实际的工程应用中，这些监测技术存在的主要问题有：

(1) 成本高昂。

(2) 系统复杂、可靠性差：由于追求大而全，监测系统往往过于复杂。一个典型的监测系统常包括数十个子系统，使用数十种甚至上百种传感器。面面俱到的同时，不仅增加了系统成本，而且还严重地降低了系统的可靠性。

(3) 缺乏标定手段、耐久性差：由于种种原因，传感器不仅寿命较短，而且在使用过程中会出现漂移等问题，严重影响了监测系统的耐久性。特别是缺乏对监测系统的标定手段，使得这一问题一直得不到有效解决。

因此，传统的结果健康监测技术尽管具有诸多优点，但在实际应用中难以得到普及和推广。

2.2安全壳监测系统

通过对安全壳中传播的冲击弹性波波速进行连续、精确地监测，根据推算的混凝土弹性模量变化状况来监测混凝土老化以及预应力损失、钢筋锈蚀等影响结构力学特性的主要参数，从而达到对安全壳健康状态进行监测的目的。

基于弹性模量的安全壳监测系统主要由信号激振及测试系统、弹模分析系统、数据库系统组成，其工作流程如图5所示，传感器及激振装置安装示意如图6所示。

图5 弹性模量的安全壳监测系统工作流程

图6 传感器及激振装置安装示意

典型的监测系统主要由激振及传感器、数据采集装置、分析系统、数据管理系统4部分组成。并且具有针对性强、成本大幅降低,系统简单、可靠性好，分辨力高等优点。这是一种普遍的监测系统方式，具备了监测系统所必须的基本部分，未来监测系统的搭建基本符合这种检测模型的方式，并在监测的数据量和种类上有所突破，实现了更高的自动化水平。

3 结语

目前，核电站安全壳监检测项目已经基本确定，我国的安全壳检测项目和国际上基本保持一致。但是由于我国核电较发达国家起步较晚，相关技术和标准还不成熟，甚至有些标准还处于参考国际标准的阶段，没有形成自己的标准，许多方面都亟待突破。

各科研单位都在加紧制定安全壳检测的标准。标准制定过程中，在参考国外标准的同时应该充分了解我国核电的发展现状，起到充分的指导和参考作用。标准应考虑到检测和监测的各方面，做到较高的覆盖性，对多种检测方法起到规范作用。

安全壳状态监检测技术已引起越来越多的重视。目前对安全壳裂缝的筛选、裂缝演变的评价技术，钢衬里空鼓变形评价技术，安全壳结构整体性能评价技术，时限老化分析(TLAA)、预应力下降、钢衬里和贯穿件疲劳等项目的研究越来越多，相信不久之后会取得重大突破，这些项目的技术突破将对安全壳整体性能评价产生重要意义。

[1] 林诚格，刘志弢，赵瑞昌.压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] 丁红丽，徐秉业，范钦珊.安全壳钢衬的初始后屈服曲分析[J].工程力学,1996,13(2):43-49.

[3] 张际斌，林松涛.核电站安全壳结构检测评估技术综述[J] .工业建筑，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

华雄飞(1985-)，男，硕士，工程师,主要从事核电站役前、在役无损检测工作

华雄飞，huaxiongfei2006@163.com

10.11973/wsjc201710007