秦山核电二期安全壳结构整体性试验
秦山核电二期扩建工程板材、型材使用状况分析
秦山核电二期扩建工程板材、型材使用状况分析作者：左德磊来源：《科技视界》 2015年第17期左徳磊（北京四达贝克斯工程监理有限公司，河北石家庄 050021）【摘要】秦山核电二期扩建工程根据二期翻版加改进的原则，进一步提高国产化比例。
工程中涉及板材和型材则基本采用国内标准采购，但实际运用过程中部分材料国内仍无法满足，在组织施工、监理、业主和设计多次会议讨论后，最后达成一致意见，通过设计变更和澄清对部分材料进行代用。
【关键词】核电设备国产化；层状撕裂复验；高温拉伸试验0 绪论秦山核电二期扩建工程根据二期翻版加改进的原则，设备国产化率目标提高到70%以上，工程中涉及的板材、型材基本采用国内标准采购。
本文通过对扩建工程中板材、型材的采购标准及代用的介绍，来了解后续核电建设中可能需要改进的地方以及核电材料国产化、标准化的意义。
1 秦山二期扩建工程中所用的板材、型材的种类、标准１.1 种类及标准在扩建工程中，设计用碳钢板材的牌号主要为GB713中的20g和GB700中的Q235C，不锈钢板材的牌号主要为GB4237中的00Cr19Ni10。
型材全部为碳钢，其中角钢、槽钢牌号主要为GB700中的Q235C。
H型钢主要采用EN 10025中的S235J0。
１.2 尺寸规格槽钢和角钢尺寸规格分别满足GB/T707、GB9787和GB9788。
H型钢主要采用NF A45-201中的规格，从国外进口。
H型钢主要为三种规格，分别为HEB100、HEB140和HEB200，尺寸公差见标准EN 10034。
２秦山二期扩建工程中板材、型材的采购过程中存在的问题２.1 材料采购中存在的问题２.1.1 Q235C的型钢难以采购扩建工程中设计图纸中槽钢和型钢均采用Q235C，其中槽钢规格主要为[8、[10、[12.6、[16等，角钢规格主要为∠50×5，∠63×10、∠80×10等，经过市场调研发现，市场上没有壁厚小于6mm的Q235C板材和型材。
秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析邓 坚，曹学武（上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240）摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。
在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。
分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。
关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A1 引 言在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放到安全壳中[1，2]。
如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。
释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。
当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。
这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。
针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。
秦山二期核电机组安全壳外蒸汽管线破裂事故分析
秦山二期核电机组安全壳外蒸汽管线破裂事故分析胡平【摘要】核电作为一项新能源自诞生以来，科技人员从来都未放松过对其安全的关注和分析。
文章通过对秦山第二核电厂安全壳外蒸汽管线破裂事故规程的研究和学习，结合目前行业内其他电站的事故规程做法，在模拟机教学经验的基础上，分析了秦山二期核电机组安全壳外蒸汽管线破裂事故。
【期刊名称】《中国高新技术企业》【年(卷),期】2016(000)009【总页数】2页(P142-143)【关键词】蒸汽管线破裂;事故规程;模拟机培训;核电厂;安全壳【作者】胡平【作者单位】中核核电运行管理有限公司，浙江嘉兴 314300【正文语种】中文【中图分类】TM6231.1 秦二厂事故规程的结构在讲安全壳外蒸汽管线破裂事故规程之前，有必要先了解一下秦二厂事故规程的结构。
应急运行规程（EOP）及其措施属于纵深防御原则的第三道防线，是缓解事故和限制事故后果的手段。
应急运行程序包括事故解释程序、事故诊断规程、设计基准事故处理规程、超设计基准事故处理规程、严重事故处理规程、事故过程的连续监测规程。
EOP的分类：I为异常运行工况；A为设计基准事故；H为超设计基准事故；U为极限事故；SPI为异常运行下的连续监测；SPU为极限工况下的连续监测。
1.2 安全壳外蒸汽管线破裂事故介绍主蒸汽管道破裂事故MSLB定义为，除了蒸汽回路的一根管道（主管道或管嘴）出现破裂外，还包括蒸汽回路上的一个阀门（安全阀、排放阀和旁路阀）意外打开所导致的事故。
二回路上的一个阀门意外打开，可能是由于调节系统的误动作、机械故障或运行人员的误操作所造成的。
以纯粹的蒸汽管道破裂来说，其原因可能为过大的机械应力或热应力、制造缺陷、内部飞射物、地震等。
2.1 事故现象安全壳外蒸汽管线破裂事故对机组造成的瞬态影响不仅依赖于破口的大小，还取决于破口的位置。
此处及后面的“破口”一词理解为既指蒸汽管道破裂，又指蒸汽回路上的一个阀门（安全阀、排放阀和旁路阀）意外打开。
国家核安全局关于同意《秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求(D版)》部分内容修改的通知
国家核安全局关于同意《秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求(D版)》部分内容修改的通
知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2012.12.24
•【文号】国核安发[2012]247号
•【施行日期】2012.12.24
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于同意《秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求（D版）》部分内容修改的通知
（国核安发[2012]247号）
中核核电运行管理有限公司：
你公司《关于〈秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求（D 版）〉部分内容修改的请示》（中核运行安发〔2012〕333号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的有关要求，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为《秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求（D版）》部分内容的修改是可以接受的，现予批准。
你公司应按照我局批准的方案对《秦山第二核电厂1、2号机组安全相关系统定期试验要求（D版）》进行修改，确保核电厂运行安全。
国家核安全局2012年12月24日。
秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术
秦山核电二期扩建反应堆安全壳 预应力施工技术
苗晓强 ， 李先锋 北京四达贝克斯工程监理有限公司秦山二扩项监部 ， 浙江ৌ馬ቅѠᠽ乍ⲥ䚼ˈ⌭∳݈ 314300
反应堆安全壳为内部有钢衬 要 秦山核电二期扩建工程的是我国自主设计、自行建造的 2×600MW 压水堆核电站 ， 里的预应力混凝土结构 ， 采用后张有粘结预应力体系的反应堆安全壳。本文介绍了该工程的预应力施工技术及施工经验。 馬ቅḌ⬉Ѡᳳᠽᓎডᑨේᅝܼ乘ᑨᮑᎹᡔᴃ 预应力 ； 张拉施工 关 键 词 安全壳 ； 㢫ᰧᔎˈᴢܜ䫟 中图分类号 TL3 文献标识码 A 文章编号 1674-6708（2010）18-0080-02
Џ㽕⫼Ѣᓴᢝオᴳ˗ 1 ৄ C30 ग᭸乊ˈ ᳔ᓴᢝЎ 310kNˈ ᳔㸠Ў 180mmˈ 4.2.2 张拉控制力 Џ㽕⫼Ѣऩḍ䩶㒲㒓ᓴᢝৢⱘᵒ䫮䩶㒲㒓⒥ϱᯊⱘ㸹ᓴᢝDŽ FREYSSINET 公司 2V 型双速电动穿束机 ， 共3台， 有 0.6m/s 2.2和 こᴳᴎ 整个安全壳的最终预应力全部由外部所施加的张拉力获得 ， 2.40m/s 两档穿束速度 ， 用于将单根钢绞线穿入孔道内。 FREYSSINET ݀ৌ 2V ൟঠ䗳⬉ࡼこᴳᴎˈ݅ 3 ৄˈ᳝ 0.6m ˋ s 2.40mˋ 张拉控制力的准确性直接影响混凝土预压应力能否准确形成。张 ２．３ 锚固系统材料 s ϸḷこᴳ䗳ᑺˈ⫼Ѣᇚऩḍ䩶㒲㒓こܹᄨ䘧ݙDŽ 拉力是预应力张拉施工中最直接、最关键的控制指标之一 ， 在张 本工程的预应力锚固系统采用的是法国原装进口的 2.3 䫮㋏㒳ᴤ᭭ 拉过程中必须严格控制。钢束实际张拉力通过千斤顶油压泵的油 FREYSSINET 公司 K 系列后张群锚体系 ， 该体系是专门为反应堆安 压表中的油压值 ᴀᎹⱘ乘ᑨ䫮㋏㒳䞛⫼ⱘᰃ⊩ॳ㺙䖯ষⱘ FREYSSINET ݀ৌ K ㋏ P 来控制。 全壳而设计 ， 由锚头及夹片、承压板、喇叭口、灌浆连接器、灌 ߫ৢᓴ㕸䫮ԧ㋏ˈ 䆹ԧ㋏ᰃϧ䮼Ўডᑨේᅝܼ㗠䆒䅵ˈ ⬅䫮༈ঞ།⠛ǃ ᡓय़ᵓǃ 4.2.3 实际伸长值的计算 浆帽等组成。 ুষǃ☠⌚䖲఼ǃ☠⌚ᐑㄝ㒘៤DŽ 在施工过程中 ， 实际伸长值的计算应按照下式计算 ： ２．４ 钢绞线 2.4 䩶㒲㒓 ΔL 实＝ ∆L1 ＋ ∆L2 － A － B － C 钢绞线采用英国标准 BS5896 1980䍙㑻 超 级77㙵 股 Ø15.7mm 15.7mm 的 䩶㒲㒓䞛⫼㣅ᷛޚ BS5896 ˖： 1980 ⱘ 1770 㑻Ԣᵒᓯ䩶 ∆L1——从初始应力到张拉控制应力之间的实测伸长值 (mm) ； 1770 级低松弛钢绞线 ， 且将标准中的 3.5% 的延伸率保证值提到到 㒲㒓ˈ ϨᇚᷛޚЁⱘ 3.5%ⱘᓊԌ⥛ֱ䆕ؐᦤࠄࠄ 4%DŽ 乘ᑨ䩶㒲㒓Ўݙѻકˈ ∆L2——初始应力以下的推算伸长值 (mm)（本工程初始应力取 4%。预应力钢绞线为国内产品 ， 能与 Freyssinet 公司Ｋ系列锚具 㛑Ϣ Freyssinet ݀ৌ˧㋏߫䫮ऍ䜡DŽᴀᎹ䞛⫼њ⋹ϔ乘ᑨ䩶ϱ᳝䰤݀ 油压值为 100bar 时的应力） ； A——锚具楔紧引起的钢束内缩值 匹配。本工程采用了天津第一预应力钢丝有限公司作为钢绞线的 ৌЎ䩶㒲㒓ⱘկᑨଚDŽ (mm) ； B——千斤顶体内钢束的张拉伸长值（经计算 K1 000 千斤 供应商。 3 乘ᑨᨽ᪺ᅲ偠 顶为 5.7mm， K500F 为 2.3mm） ； C——混凝土构件的弹性压缩值（本 Ў᳝ᬜࠊ䩶ᴳᓴᢝᮑᎹ䋼䞣ˈՓᅝܼᕫࠄ乘ᳳⱘ乘ᑨᬜᵰˈ乘ᑨ ３ 预应力摩擦实验 工程可略去不计） 。 ℷᓣᓴᢝࠡˈᖙ乏䗝ᢽ᳝ҷ㸼ᗻⱘ䩶ᴳˈ䞛⫼Ϣᅲ䰙ᓴᢝⳌৠⱘ䩶㒲㒓ǃ䫮 为有效控制钢束张拉施工质量 ， 使安全壳得到预期的预应力 4.2.4 伸长值校核与判断 ㋏㒳ǃᓴᢝ䆒ঞᓴᢝᮍ⊩䖯㸠ᓴᢝ䆩偠ҹ⌟ᅮᄨ䘧ᨽ᪺㋏᭄ˈℸ⹂ᅮ᳔ৢᓴ 效果 ， 在预应力正式张拉前 ， 必须选择具有代表性的钢束 ， 采用 钢束张拉除采用控制张拉力外 ， 还应校核实际张拉伸长值和 ᢝDŽ 与实际张拉相同的钢绞线、锚固系统、张拉设备及张拉方法进行
秦山核电二期安全壳结构整体性试验
故安 全 壳 结 构 实 际 的 弹 性 模 量 E = 3169 ×
104MPa ,大 于 95 d 龄 期 混 凝 土 的 弹 性 模 量 ( Ec =
3149 ×104MPa) ,实际泊松比 μ = 0115 ,小于混凝土
泊松比 (μ= 01197) ,结果与预期值很接近 。
412 安全壳整体变位
态下 ,应力 - 应变的关系如下 :
εH = (σH - μσV) ΠE , εV = (σV - μσH) ΠE
可得 :
μ
=
2εV εV -
- εH 2εH
=
52 338
=
0115
E
=
Pr
εH r
1-
μ 2
= 3167 ×104MPa
或
E
=
Pr
εV e
1 2
-μ
= 3171 ×104MPa
取平均值 E = 3169 ×104MPa 。
秦山二期核电厂安全壳的结构形式为圆筒形预 应力混凝土安全壳 ,由基础底板 ,筒体 ,环梁 ,扶臂柱 和穹顶组成 。安全壳内表面有钢衬里密封 。混凝土 设计强度等级 C45 ,1996 年 6 月开始浇筑混凝土 ,到
38 Industrial Construction Vol133 ,No19 ,2003
关于安全壳的温度测量和外观检查 ,限于篇幅 , 在此不作描述 ,只对混凝土结构的局部应力 - 应变 、 整体变位和钢束力变化进行分析比较 。 411 混凝土的局部应力 - 应变 41111 底板和积水坑应变测量
从测量结果看 ,底板所有测点应变值不大 ,远小 于混凝土的极限应变 ,表明在最大压力作用下底板 部分变形很小 ,处于安全状态 。图 3 为 155°方位底 板上测点应变 - 压力曲线 。 41112 筒身应变测量
国家核安全局关于印发秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前例行核安全检查报告的函
国家核安全局关于印发秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前例行核安全检查报告的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2006.12.13•【文号】国核安函[2006]78号•【施行日期】2006.12.13•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前例行核安全检查报告的函(国核安函〔2006〕78号)核电秦山联营有限公司：根据核安全法规要求，我局组织核安全检查组于2006年12月6日至7日对你公司秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前现场准备情况进行了例行核安全检查，现将检查报告印发你公司。
请你公司根据检查报告提出的要求，采取整改措施，确保秦山第二核电厂4号机组的建造质量得到有效控制。
附件：秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前例行核安全检查报告二○○六年十二月十三日附件：秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前例行核安全检查报告检查单位名称：国家核安全局受检单位名称：核电秦山联营有限公司检查日期：2006年12月6日至7日一、检查依据（一）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则；（二）《核电厂厂址选择安全规定》；（三）《核电厂质量保证安全规定》。
二、检查活动国家核安全局组织检查组对秦山第二核电厂4号机组核岛基础浇注第一罐混凝土前现场准备情况、设计建造质量保证的落实情况进行了例行核安全检查。
检查组听取了核电秦山联营有限公司（以下简称联营公司）、核工业四达监理公司（以下简称监理公司）以及施工承包单位中国核工业第二二建设有限公司（以下简称22公司）关于秦山第二核电厂4号机组工程进展、现场施工质量保证、以及核岛基础浇注第一罐混凝土前现场准备情况等内容的汇报，通过文件检查、现场查看及人员访谈等方式，对4号机组施工质量、质量保证大纲的实施和核岛基础浇注第一罐混凝土前准备情况进行了现场检查与核实。
国家核安全局关于免除秦山第二核电厂1号机组部分核2级辅助系统管道维修后焊缝水压试验的通知
国家核安全局关于免除秦山第二核电厂1号机组部分核2级辅助系统管道维修后焊缝水压试验的通知
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2014.01.15
•【文号】国核安发[2014]11号
•【施行日期】2014.01.15
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核能及核工业
正文
国家核安全局关于免除秦山第二核电厂1号机组部分核2级辅助系统管道维修后焊缝水压试验的通知
（国核安发[2014]11号）
中核核电运行管理有限公司，核电秦山联营有限公司：
你公司《关于申请免除秦山第二核电厂1号机组在役检查大纲核2级辅助系统管道维修后焊缝水压试验的请示》（中核运行安发〔2013〕289号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的要求，我局对你公司提交的申请文件进行了审评，认为你公司选取部分有代表性的系统进行焊缝返修后水压试验，并免除其他系统修复焊缝水压试验的申请是可以接受的，现予批准。
你公司应严格按照我局批准的方案进行代表性水压试验，确保秦山第二核电厂1号机组运行安全。
国家核安全局
2014年1月15日。
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(ASME CC - 6000) ,并结合我国“标准”( EJΠT 1098 1999) ,针对秦山二期 1RX 安全壳结构整体性试验 , 给出其验收准则为 :1) 由裂缝宽度分析 、应变和整体 变形数据确定非预应力钢筋不会出现屈服 ,测试结 果符合结构计算结果 (整体变形测定和局部变形测 定) 。2) 试验压力引起的基础底板变形未损伤混凝 土 ;混凝土结构和钢内衬无永久性损伤的可见痕迹 。
图 1 应变测点布置
21213 安全壳结构整体变位测量 使用 4 组铅垂线系统测量安全壳整体变位。铅
垂线测量系统由铅垂线 、上端支架 、套管 、保护箱 、读 数盘 、重锤和阻尼器等构成 (图 2) 。横向整体变位 包括径向 (安全壳半径变化) 和切向 (倾斜和扭转) 整 体变位测量 。测量时 ,铅垂线使用不锈钢丝 ,读数装 置采用光学工具显微镜 。测量竖向整体变位时 ,垂 线选用温度膨胀系数小的铟瓦丝 ,读数装置配用深 度游标卡尺 。
参考美国“标准”(ASME CC - 6000) (1992 年版) 和法国“规程”(RCC - G) (1988 年版) ,对秦山二期核 电厂 1RX ,设置了以下测量检查项目 :混凝土结构表 面温度测量 ;混凝土结构内部应变测量 ;安全壳结构
第一作者 :赵树明 男 1951 年 3 月出生 高级工程师 收稿日期 :2003 - 01 - 21
(环向应力 9154 MPa) 比筒体中部最大应力 (环向应
力 9173 MPa) 还小 ,没有出现应力集中现象 ,且小于
预应力设计值 。测量结果表明 ,加厚区和过渡区的
设计是合理的 ,对设备闸门起到了应有的加强作用 。
41116 弹性模量和泊松比的推算
在最高试验压力作用下 ,筒身平均环向应变和
竖向应变分别为 208 ×10 - 6 和 78 ×10 - 6 ,平面应力状
态下 ,应力 - 应变的关系如下 :
εH = (σH - μσV) ΠE , εV = (σV - μσH) ΠEΒιβλιοθήκη 可得 :μ=
2εV εV -
- εH 2εH
=
52 338
=
0115
E
=
Pr
εH r
1-
μ 2
= 3167 ×104MPa
或
E
=
Pr
εV e
1 2
-μ
= 3171 ×104MPa
取平均值 E = 3169 ×104MPa 。
关于安全壳的温度测量和外观检查 ,限于篇幅 , 在此不作描述 ,只对混凝土结构的局部应力 - 应变 、 整体变位和钢束力变化进行分析比较 。 411 混凝土的局部应力 - 应变 41111 底板和积水坑应变测量
从测量结果看 ,底板所有测点应变值不大 ,远小 于混凝土的极限应变 ,表明在最大压力作用下底板 部分变形很小 ,处于安全状态 。图 3 为 155°方位底 板上测点应变 - 压力曲线 。 41112 筒身应变测量
从测量结果看 ,在内部压力作用下 ,筒身向外鼓 出 ,环向和竖向都表现为拉应变 ,外侧应变大于内侧 应变 ,环向应变大于竖向应变 。
最大应变发生在 129°方位 ,环向最大应变值为
39
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2001 年 6 月 1RX 具备结构试验条件 。安全壳结构 主要设计参数为 :筒体内径为 37 m ,壁厚 019 m ;穹 顶内半径为 24 m ,壁厚 018 m ;壳体内高 6014 m ;钢 衬里厚 6 mm ;底板厚 4100 m ;设计压力 350 kPa (表 压) 。
2 测试原理和方法 211 测试原理
对于要求 1) ,认为在最大试验压力下 ,在预计 最大径向变化和高度变化处 ,测量值不超过预计值 的 130 %加测量允许偏差 。对于同一标高的几个径 向变化整体变形测点 ,可取平均值计算 。
4 试验结果与分析 根据 设 计 院 提 供 的 资 料 , 试 验 时 最 大 压 力
(40215 kPa) 下相关数据为 :半径最大变形为 11 mm , 杨氏弹性模量为 3215 GPa ,泊松比为 012 ,最大环向 应变为 380 ×10 - 6 ,最大竖向应变为 180 ×10 - 6 ,钢束 力张力变化值为 72 kN 。
Zhao Shuming Lin Songtao Wang Yonghuan (Central Research Institute of Building & Construction ,MMI Beijing 100088)
Abstract : Combined with project of 1RX SIT of containment for Qinshan Nuclear Power Plant (phase2 Ⅱ) ,the principle , method ,acceptable criteria ,results and analysis of the test are introduced in this paper. Keywords : structural integrity test concrete containment strength test Qinshan Nuclear Power Plant (phase2 Ⅱ)
故安 全 壳 结 构 实 际 的 弹 性 模 量 E = 3169 ×
104MPa ,大 于 95 d 龄 期 混 凝 土 的 弹 性 模 量 ( Ec =
3149 ×104MPa) ,实际泊松比 μ = 0115 ,小于混凝土
泊松比 (μ= 01197) ,结果与预期值很接近 。
412 安全壳整体变位
- ∀ - 46S1551D ; - ▲- 46S1551H ; - ●- 85S1551D ; - ■- 85S1551H 图 3 155°方位 ,不同标高 ,815 m 半径处应变 - 压力曲线
264 ×10 - 6 ,应力 9173 MPa ; 竖向最大应变为 118 × 10 - 6 ,应力 5178 MPa 。图 4a 为筒壁部分最大环向应 变 - 压力关系曲线 ,图 4b 为最大竖向应变 - 压力关 系曲线 。可以看出 ,最大压力没有超过预压力设计 值 ,且线性程度相当好 。
LOCA 事 故 极 端 情 况 下 , 安 全 壳 内 充 满 表 压 0135 MPa 、145 ℃的汽水混合物 。安全壳性能试验采 用加压的干燥空气来模拟高温汽水混合物进行 ,以 保证试验条件与 LOCA 事故条件等效 。
LOCA 事故条件 145 ℃的高温对安全壳产生的 热应力 ,经计算为安全壳设计压力 (表压) 的 15 % , 所以安全壳的最大强度和变形 ,是在 1115 倍的设计 压力下进行测量的 。安全强度和变形测量 ,还须在 许多分级压力时进行 ,其目的是为了验证应力 、变形 的变化是否在弹性范围内 。 212 测量项目和测点布置
秦山核电二期安全壳结构整体性试验
赵树明 林松涛 王永焕
(冶金部建筑研究总院 北京 100088)
摘 要 : 结合秦山核电二期 1RX 安全壳结构整体性试验 ,介绍了其测试原理和方法 ,验收标准以及试验 结果与分析 。 关键词 : 整体性试验 安全壳 强度试验 秦山二期核电站
THE STRUCTURAL INTEGRITY TEST OF CONTAINMENT FOR QINSHAN NUCL EAR POWER PLANT
秦山二期核电厂安全壳的结构形式为圆筒形预 应力混凝土安全壳 ,由基础底板 ,筒体 ,环梁 ,扶臂柱 和穹顶组成 。安全壳内表面有钢衬里密封 。混凝土 设计强度等级 C45 ,1996 年 6 月开始浇筑混凝土 ,到
38 Industrial Construction Vol133 ,No19 ,2003
工业建筑 2003 年第 33 卷第 9 期
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整体变位测量 ;安全壳结构预应力钢束力测量 ;外观 检查 。 21211 混凝土结构表面温度测量
拥有核电的世界各国都十分重视安全壳的可靠 性 ,他们在设计和建造方面采取了高标准 。安全壳 结构整体性试验 (SIT) ,是在核电厂交付使用前对安 全壳结构进行的一次全面检测 ,以评判安全壳是否 满足设计要求 。秦山核电二期 1RX 安全壳结构整 体性试验主要采用法国《压水堆核岛土建设计和建 筑规程》(RCC - G) 和美国《混凝土安全壳结构完整 性试验标准》(ASME CC - 6000) ,并结合我国《压水 堆核电厂安全壳结构整体性试验标准》( EJΠT 1098 1999) ,对其进行安全评估 。
1 - 安全壳 ;2 - 基础底板 ;3 - 测量点 ;4 - 上端支架 ;5 - 保护箱 ; 6 - 套管 (镀锌钢管) ; 7 - 套管接头 ; 8 - 固定支架 ; 9 - 铅垂线 ; 10 - 读数盘 ;11 - 阻尼桶 ;12 - 读数盘支架 ;13 - 重锤
图 2 铅垂线测量系统
a - 环向 ;b - 竖向 图 4 筒壁环向 、竖向应变 - 压力曲线
41113 加腋区应变测量 加腋区选择了两个方位 (60°,155°) 进行应变测
量 ,由于安全壳筒壁根部受到基础约束 ,在内部压力 作用下 ,产生局部弯曲 ,安全壳加腋区外侧受压应力 作用 ,内侧受拉应力作用 ,且以竖向应力为主 。图 5 给出了 155°剖面和 60°剖面加腋区的内 、外竖向应变 分布情况 。
1 概 况 秦山核电二期核电厂是我国自行设计施工的第