核電站安全殼筒身徑向變位測量分析

李曉庚+王志永

摘 要 安全殼是核反應堆繼核燃料包殼、一回路壓力邊界之后的第三道安全屏障，負有重大的安全使命，其主要功能是當反應堆發生失水事故時，將放射性物質限制和消除在內部。在役核電機組首次大修期間需進行安全殼結構強度試驗，安全筒身徑向變位測量是該項試驗的重要組成部分，文章結合實際試驗介紹了安全殼筒身變位測量的方法。通過對徑向變位試驗結果的分析，證明核電站安全殼筒身徑向變位在設計閾值內，有足夠的安全儲備，可以承受失水事故工況。

關鍵詞 安全殼；安全屏障；筒身徑向變位；測量方法

中圖分類號 TM6 文獻標識碼 A 文章編號 1674-6708（2016）160-0166-01

1 概述

目前，國內在役核電站主流型號為M310型壓水反應堆，其安全殼結構型式為帶密封鋼襯里的預應力混凝土結構，M310型壓水反應堆在投運前及在役首次大修和十年大修期間，均必須進行安全殼結構強度試驗以評價安全殼能否在反應堆出現意外時承受一定的內部壓力，驗證其結構性能是否滿足設計要求[1]。在大修期間，安全殼結構強度試驗是一項占據主線時間近110h的重大試驗。安全殼筒身變位測量是試驗的重要組成部分，是對安全殼結構受力狀態進行評判的主要依據。

2 安全殼筒身變位測量內容及方法

2.1測量內容[2]

安全殼結構強度試驗中的筒身變位測量包括兩部分內容：1）安全殼徑向變位；2）安全殼切向變位。

2.2測量方法

安全殼結構強度試驗分為升壓和降壓兩個過程，共7個壓力平臺，在試驗升降壓期間的每個壓力平臺均要對安全殼筒身變位進行測量，其目的是監測安全殼筒身變位在多級壓力下是否處于彈性范圍。

核電站采用鉛垂線系統測量安全殼的筒身變位，設置了四組鉛垂線系統布置于安全殼外表面，通過鍍鋅管屏蔽氣流、雨水等外界干擾因素，用于測量安全殼筒體 9.2m/10m、26m和42m這3個標高處的徑向和切向變位，具體布置方位見表1。

鉛垂線系統的測讀儀表安裝在標高為-6.0m的基礎底板上，儀表的X軸代表切向，Y軸代表徑向。測點在不同壓力作用下產生相應的變位，導致鉛垂線和基準點間的距離發生變化，每級壓力下鉛垂線和基準點間的距離相對于零壓力下兩者間距的差值，即為測點的徑向和切向變位。

2.3測量結果與分析

根據歷次試驗經驗，安全殼結構筒身切向（傾斜和扭轉）變位很小，而徑向（安全殼半徑變化）變位隨著試驗的進行較為明顯，本文側重于徑向變位測量結果分析，切向變位分析過程與之類似。

試驗過程中在各級壓力平臺下對安全殼筒體的徑向變位和切向變位進行測度，徑向變位測量結果見表2。

利用各級壓力平臺下安全殼筒體徑向變位的測量數據繪制代表性較高的26.0m標高處測點在0.21MPa平臺及0.42MPa平臺下徑向變位橫視圖（圖1）及安全殼筒體所有測點的徑向實測變位曲線（圖2）用于結果分析。

結合各標高水平徑向實測變位曲線，結果分析如下：1）在最大試驗荷載（0.420MPa.g）作用下，26.0m標高處徑向變位最大，9.2/10.0m標高處次之，42.0m標高處變位相對最小。徑向最大變形出現在239.40gr方位，標高26m處，為7.27mm，為期望值（8.2mm）的88.7%，沒有超過期望值的130%。

2）從半壓平臺及最高壓平臺26.0m標高處徑向變位橫視圖（圖1）來看，受到孔洞效應以及不均勻太陽輻照影響，同標高不同測點變形量并不一致。

3）從所有測點的徑向實測變位曲線（圖2）來看，徑向變位值與壓力臺階相吻合，呈現可逆線性關系，且殘余變形較小。

3 結論

1）在試驗循環壓力作用下，安全殼筒身表現出很好的恢復性，在事故內壓（0.42MPa.g）作用下，筒身徑向實際變位小于驗收值，說明其預應力系統的設計合理有效。

2）安全殼結構性能良好，有足夠的安全儲備，其強度可以承受失水事故工況。

參考文獻

[1]NB/T 20017-2010，壓水堆核電廠安全殼結構整體性試驗[S].NB/T 20017-2010，Pressed water reactor nuclear power plant containment structural integrity test[S].

[2]RCC-G，壓水堆核島土建設計和建筑規程[S].RCC-G，Thenuclear island civil engineering design and construction procedures of pressed water reactor[S].