安全壳介绍概述.
核电简介介绍
天然气发电具有较高的效率和较低的碳排放，但 天然气价格波动较大，影响了其经济性。
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风能发电
风能是一种可再生能源，但其经济性受到风能资 源丰富程度和电网接入等因素的影响。
核电的经济性优势与劣势
优势
核电是一种高能效、低碳排放的能源 ，能够为能源需求大的地区提供稳定 的电力供应，有助于减少对化石燃料 的依赖。
核事故应对措施
应急预案制定
01
核电站需制定详细的应急预案，包括事故预警、应急响应、撤
离计划等。
应急响应组织
02
建立应急响应组织，配备专业人员和设备，确保在事故发生时
能够迅速响应。
公众信息发布
03
核电站需及时向公众发布事故相关信息，确保公众了解事故情
况，并按照应急预案进行应对。
04
核电的经济性
核电的经济性分析
核反应堆工作原理
控制棒
控制棒是由吸收中子的材料制成 的，当控制棒插入反应堆时，它 们吸收中子，减缓或停止链式反
应。
冷却剂
冷却剂在反应堆中循环，将热量 从反应堆核心带到蒸汽发生器。
安全壳
安全壳是反应堆建筑物的外壳， 用于容纳反应堆压力壳和冷却剂
系统，防止放射性物质泄漏。
核电站运行原理
发电流程
核电站利用核能将水加热成蒸汽，然后蒸汽驱动 涡轮机转动，从而产生电能。
核废料的处理和管理是核电面临的挑 战之一，未来将寻求更经济、更环保 的方法来处理核废料。
02
核电技术原理
核裂变原理
核裂变
是指由重的原子核（主要是指铀核或钚核）分裂成两个或多个质量较小的原子的一种核反 应形式。
链式反应
在裂变过程中，一个中子从铀或钚原子核中释放出来，当它撞击另一个铀或钚原子核时， 就会产生更多的中子，这些中子又会继续引发更多的裂变，如此不断持续，形成链式反应 。
安全壳介绍
• 安全壳图示：
• 安全壳钢衬里：
• 福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密 封层，材料为20HR钢，用于保证安全壳的密封性。除 在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外，钢衬 里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定，钢衬里 必须满足：
a) 衬里必须锚固与安全壳混凝土内，但锚固点之间的局部 弯曲变形应不受阻碍；
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土
图一：
• 钢筋混凝土安全壳 为了降低钢安全壳的造价， 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢 筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒 壳和半球顶组成（图2 [钢筋混凝土安全壳]）。沸 水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂， 筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受 事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采 用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂， 但由于它比较经济，目前仍被采用。
• 图二：
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。 大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特 点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固， 所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢 束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒 壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶， 省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶 的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二 代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安 全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个， 以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无 衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理 的效果。
《核电厂蒸汽供应系统》第6章 安全壳系统
隔离阀之间管段，如果会因 热膨胀承高压时，则需在安 全壳内侧改设止回阀，或安 装安全阀提供超压保护。
谢谢
人员闸门设有串联布置的两道门，这两道门之间 设有机械连锁以保证两道门不能同时开启。在任 一道门开启时，另一道门可以承受安全壳内的设 计压力或试验压力，并保证安全壳的密封性能。
4. 设备闸门
设备闸门位于20m标高处，作为重型设备的进出口 ；
设备闸门采用双层密封，以便于进行阀门密封性试 验；
设备闸门外设有设备吊装平台，重型设备由吊装平 台吊车通过设备闸门出入安全壳。
第六章 安全壳及其附属系统
主要内容
概述 安全壳结构原理 安全壳通风系统 安全壳隔离系统
6.1 概 述
➢ 三道安全屏障：元件包壳，一回路压力边界，安全壳 ➢ 安全壳内的布置
压力容器置于中心位置，一回路各环路采取对称布置； 合理布置设备，使其在断电事故时实现自然循环冷却堆
芯； 蒸发器、稳压器高于压力容器，以便失水事故时冷却剂
6.3 安全壳通风系统
主要系统包括： 安全壳连续通风系统 安全壳换气通风系统 安全壳堆坑通风系统 控制棒驱动机构通风系统 安全壳内部过滤净化系统
➢ 安全壳连续通风系统
用于核电站正常运行时连续地带走安全壳内设备释放 出来的热量，用以保持适于设备运行和工作人员在安全工 作区活动的环境温度。
➢ 安全壳的结构
1. 壳体
安全壳内侧全部覆盖有一层防泄漏的厚为6mm的 钢衬里。安全壳内径为37m，中心高度为56.7m ，壳内有效空间~49000m3，安全壳筒壁外侧还 设置有承压肋；
安全壳底部用钢筋混凝土底板封闭，顶部用准球 形预应力混凝土穹顶封闭，圆柱形筒壁为预应力 混凝土（厚0.9m）；
AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍
第38卷第2期核科学与工程V ol.38 No.2 2018年4月Nuclear Science and Engineering Apr.2018AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍赵 旭，晏桂珍，丁海明（山东核电设备制造有限公司，山东海阳265118）摘要：本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍，总结了试验的难点与重点，通过对试验数据结果进行分析，说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态，此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。
关键词：AP1000；钢制安全壳；结构完整性试验；应变；位移中图分类号：TL48文章标志码：A文章编号：0258−0918（2018）02−0204−07Introduction to Structural Integrity Test ofAP1000 Steel Containment VesselZHAO Xu, YAN Gui-zhen, DING Hai-ming（Shandong Nuclear Power Equipment Manufacturing Co. Ltd, Haiyang, Shandong Prov.265118，China）Abstract: This paper introduces the method and flowchart for structural integrity test (SIT) of AP1000 containment vessel, summarizes the difficulties and focal points of SIT test. By analyzing the test results, the containment structure integrity test method in this paper can simulate the containment status under the design benchmark condition, this method has the ability to analyze the strength data of the safety shell.Key words: AP1000；Steel containment vessel; Structural integrity test; Strain; DisplacementAP1000钢制安全壳是阻止放射性物质向环境释放的最后一道屏障，也是最终热阱的非能动安全级换热界面[1]。
预应力施工介绍
9/23/2013
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安全壳及预应力体系 介绍
预应力体系介绍
核岛安全壳预应力体系采用法国Freyssinet的“K”系列锚固系统 水平、穹顶钢束采用19K16锚具，每束包含19根钢绞线 竖向钢束采用37K16锚具，每束包含36根钢绞线 钢绞线采用强度等级为1770Mpa、公称直径15.7mm、公称面积150mm2、 极限负荷为265kN的7芯低松弛预应力国产钢绞线 设计上采用缓凝浆和膨胀浆进行预应力管道的填充与保护。 安全壳预应力采用大吨位后张法有粘结预应力结构 预应力钢束主要分布在筒体和穹顶内，安全壳筒身中有竖向钢束共144束， 水平钢束共223束，穹顶内有三向互成120°角的钢束共174束 钢束的最终张拉结果按设计张拉力和张拉伸长值双重指标控制 钢绞线设计张拉力为1413Mpa，为钢绞线设计强度等级的80%。
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安全壳及预应力体系 介绍
锚固系 统
9/23/2013
预应力空 间布置 图
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预应力施工过程介绍
导管加工
施工平台的安装 （穹顶、水平） 压力表定期校准 千斤顶现场校准 （如有必要） 钢束临时防腐保护 浆体材料 选择 浆体试配
管件、锚固件埋设 钢绞线穿束 钢束张拉
进场材料检查验收 预应力摩擦试验
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预应力施工过程介绍
预应力锚固材料： 锚固板 夹片 承压板 喇叭口 灌浆连接器 其它配件
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预应力施工过程介绍
刚性管采用薄壁无缝钢管： Φ101.6mmOD×2mm Φ139.7mmOD×2.6mm 半刚性管采用波纹管： Φ95 mmID×0.6mm 刚性管用于竖直束及穹顶束，半刚性管用于水平 环向束，大曲率部位（设备闸门和人员闸门等水 平高差较大的部位）采用刚性管过渡。
核反应堆的控制手段与安全措施
核反应堆的控制手段与安全措施核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置。
为了确保核反应堆的安全运行，需要采取一系列的控制手段和安全措施。
本文将介绍核反应堆的控制手段和安全措施，以确保核反应堆的稳定运行和防止事故发生。
一、核反应堆的控制手段1. 控制棒：核反应堆中的控制棒是一种可以调节反应堆中裂变链式反应速率的装置。
控制棒一般由吸中子材料制成，如硼、银等。
通过控制棒的插入和抽出，可以调节反应堆中的中子流量，从而控制反应堆的功率。
2. 冷却剂：核反应堆中的冷却剂起到冷却燃料和带走热量的作用。
常用的冷却剂有水、氦气等。
通过调节冷却剂的流量和温度，可以控制反应堆的温度和热功率。
3. 反应堆堆芯设计：核反应堆的堆芯设计也是一种重要的控制手段。
通过合理设计反应堆的堆芯结构和燃料组织方式，可以实现对反应堆的控制和调节。
二、核反应堆的安全措施1. 燃料选择：核反应堆的燃料选择是确保核反应堆安全运行的重要措施之一。
选择稳定性好、热导率高、熔点高的燃料，可以减少燃料的热量积累和燃料的熔化风险。
2. 安全壳：核反应堆需要建造一个坚固的安全壳，以防止辐射泄漏和核材料外泄。
安全壳一般由混凝土和钢材构成，具有较高的抗压和防辐射能力。
3. 安全系统：核反应堆需要配备一系列的安全系统，以应对可能发生的事故。
常见的安全系统包括冷却系统、紧急停堆系统、放射性废物处理系统等。
4. 事故应急预案：核反应堆需要制定详细的事故应急预案，以应对可能发生的事故。
预案应包括事故诊断、事故处理和人员疏散等方面的内容，以确保事故发生时能够及时、有效地采取措施。
5. 安全培训和监管：核反应堆的操作人员需要接受专业的安全培训，熟悉核反应堆的操作规程和安全措施。
同时，核反应堆的运行需要受到严格的监管，以确保操作符合安全标准。
总结起来，核反应堆的控制手段和安全措施是确保核反应堆安全运行的重要保障。
通过合理使用控制棒、冷却剂和堆芯设计，可以实现对核反应堆的控制和调节。
原子能发电厂安全壳安装施工工艺施工工艺
原子能发电厂安全壳安装施工工艺施工工艺原子能发电厂安全壳安装施工工艺原子能发电厂是以核反应为能量源的发电厂，为了保证核反应的安全性，安全壳的安装施工工艺显得尤为重要。
本文将介绍原子能发电厂安全壳安装施工工艺的相关内容。
一、背景介绍原子能发电厂的安全壳是保护反应堆的核心部分，其主要功能是防止放射性物质外泄，保证核反应的安全性。
安全壳的安装施工工艺需要精确、细致的操作，以确保安全壳的完整性和可靠性。
二、安全壳材料选择安全壳一般采用特殊材料制作，如钢材或混凝土。
材料选择需考虑以下因素：1. 安全性：材料必须能够承受高温、高压等极端环境条件，具有较好的耐腐蚀性和防火性能。
2. 结构性能：材料需具备足够的强度和刚度，以抵御外部的机械负荷和自然力。
3. 工艺性能：材料在加工和施工过程中易处理、可焊接或浇注。
三、安全壳安装施工步骤1. 地基准备：在安全壳建设前，需要进行地基工程的准备工作，包括场地平整、基坑开挖等。
2. 安装预制构件：根据设计要求，将预制好的安全壳构件逐一安装到指定位置，包括顶部圆顶、壳体、门窗等。
3. 安全壳内部设备安装：安装完毕安全壳的基本结构后，需要进行内部设备的安装，如管道、电缆、仪表等。
4. 封闭施工：安装完毕所需设备后，对安全壳进行封闭施工，包括焊接、浇筑等工艺操作，确保安全壳的密封性和结构稳定性。
5. 测试与验收：安全壳的安装完成后，进行各项测试，如泄漏测试、强度测试等，以保证安全壳的性能符合要求。
四、安全壳安装施工注意事项1. 设计合理性：施工过程中应与设计方保持密切联系，遵循设计方案和相关规范，确保施工的合理性和安全性。
2. 操作规范：施工人员应遵守相关操作规范，严格按照施工工艺要求进行操作，确保安全壳的质量。
3. 质量控制：建立相应的质量控制体系，确保安全壳施工各环节的质量。
4. 安全管理：加强施工现场安全管理，制定详细的施工安全计划和措施，确保工人和设备的安全。
五、结论原子能发电厂安全壳的安装施工工艺是保证核反应安全的重要环节。
核电站中的安全壳系统作用与原理
核电站中的安全壳系统作用与原理核电站是一种将核能转化为电能的重要能源设施。
作为高风险行业，核电站的安全是至关重要的。
在核电站中，安全壳系统被广泛应用于保护核反应堆，并确保核能释放的安全性和可控性。
本文将就核电站中的安全壳系统的作用与原理进行探讨。
一、核电站中的安全壳系统作用1. 辐射屏蔽作用核反应堆中会产生大量的辐射能量，对人体和环境造成严重危害。
安全壳系统起到了辐射屏蔽的作用，有效地限制了对外界的辐射泄漏，保护了工作人员和周围环境的安全。
2. 安全保护作用核反应堆在运行过程中，如遭受外部冲击、设备故障或其他意外事故，都有可能导致核能泄漏或核反应失控。
安全壳系统具备强大的结构强度和辐射防护能力，可以防止核反应堆事故发生时的污染扩散和辐射泄露，保护核电站及周边区域的安全。
3. 天气环境保护作用核电站位于各种环境条件下，例如高温、低温和恶劣气候等。
安全壳系统可以起到隔绝外界环境的作用，阻止天气因素对核反应堆的影响，确保核电站的正常运行。
二、核电站中的安全壳系统原理1. 外围层结构核电站的安全壳系统一般由两层结构组成，分别是外围层和内围层。
外围层采用了坚固的钢筋混凝土等材料，具备较强的结构强度和耐久性。
外围层能够有效隔离核反应堆与外界环境，起到辐射屏蔽和安全防护的作用。
2. 内围层结构内围层是安全壳系统的核心部分，一般由厚重的金属材料构成，如钢板或铅层。
内围层的主要作用是提供额外的辐射防护，防止核反应堆事故发生时辐射物质外泄。
3. 通风系统核电站的安全壳系统还包括通风系统，用于保持核反应堆内部通风流通。
通风系统的设计能够保证核反应堆正常运行时的散热和压力平衡，并能在事故发生时快速排除有害气体。
4. 紧急冷却系统核电站的安全壳系统还配备了紧急冷却系统，用于在事故发生时迅速降低核反应堆温度，防止核反应失控。
通过喷水或其他冷却介质，将热量散发至外部环境，防止核能释放引发更严重的事故。
总结：核电站中的安全壳系统在保护核反应堆安全方面发挥着重要的作用。
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• 福建福清核电安全壳形式： • 安全壳多数为顶部为球型的圆柱体预应力钢筋混 凝土建筑物。内衬6mm的钢板密封层，目前国际 上主要的安全壳都属于这种结构。福建福清核电 厂的反应堆安全壳是一座由钢筋混凝土底板、立 式预应力混凝土筒壁和准球型预应力混凝土穹顶 三部分组成的封闭预应力混凝土结构。安全壳为 后张法施工的预应力钢筋混凝土结构，内侧有钢 衬里，形成一个圆柱状的密封空腔。安全壳内径 为37米，外径38.8米，筒身厚度为0.9米，筒身表 面为6mm厚的碳钢衬里，筒身部分由后张拉系统 用水平和垂直钢绞束产生预应力。标准段筒身高 度为45.75m，外圆周上均匀布置四个扶壁柱（扶 壁柱与筒身高度一致）。
• 在预应力安全壳中，事故压力荷载是由大量的双向预应力 钢束承受的，因此，安全壳结构不会出现脆性破坏，设计 压力也可不受限制，受力比较安全可靠。此外，不少的安 全壳还采用不灌浆无粘接的预应力配筋，便于对预应力钢 束作定期的检查和补张拉以及作必要的更换。因此自70年 代以后，在世界各国的轻水堆和重水堆核电站建设中普遍 采用。（80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土 14000米，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。）
• 安全壳的作用： • 安全壳是核电站的第三道安全屏障，在正常运行 时或失水事故（LOCA）造成的温度和压力下， 保证释放到环境的放射性物质在允许的限制内。 安全壳能够承受龙卷风、地震、海啸等自然灾害， 能承受外来飞击物的冲击，无论在以上各种恶劣 环境条件下，安全壳应具有良好的密封性和承受 失水事故压力的结构抗力。
• 安全壳的要求： • 根据《中华人民共和国核行业标准》EJ/T 926-95 规定，安全壳的设计必须满足强度和密封性的要 求：
• 安全壳的结构和类型： • 按照安全壳层数的区别，可分为单层安全壳和双 层安全壳。双层安全壳起密封作用的还是内层， 外层主要是防飞击物的撞击，保证反应堆堆芯的 安全。反应堆运行时安全壳内外层之间为负压， 即使内壳有泄漏时，放射性物质也不至于向外泄 漏。所以双层安全壳比单层更安全，缺点就是成 本相对较高。
衬里焊接必须采用无损于安全壳密封性的焊接方法。
a)
b)
c)
• 安全壳钢衬里是为由底板钢衬里、截锥体钢衬里、筒体钢 衬里及穹顶钢衬里构成的一个闭合环：
底板钢衬里：安全壳钢衬里底板结构可分为预埋件、预埋 支撑、内环墙锚固件、外环垫板、衬里底板、检查槽和保 护槽八部分组成。 截锥体钢衬里：截锥体钢衬里呈倒锥状，由11块工厂预制 块现场焊接而成。安装在标高-4.506m至-0.500m。
• 筒体钢衬里：安全壳筒体钢衬里是非承重件，共12段由 118块工厂预制块现场安装焊接而成，其中1-5段每段11块， 6-12段每段9块。安装标高为-0.500m至44.830m。机械、 电器类贯穿件套筒分布在安全壳钢衬里截锥体、筒体1-5 段。各类贯穿件和非贯穿件锚固件分布在筒体6-12段和穹 顶钢衬里上【在安全壳钢衬里筒体壁板6~12段及穹顶壁板 上分布着237（1RC）/262(2RC)个非贯穿性锚固件和78 （1RC）/77（2RC）个贯穿性锚固件，其中包括设备闸 门卷扬机支撑贯穿性加强锚固件6个。安全壳衬里锚固件 的安全等级为2级，质保等级为QA1级。锚固件是为安装 在钢衬里上的支吊架起锚固作用。】另有三大闸门套筒 （人员闸门、应急闸门、设备闸门），环吊牛腿在筒体的 11段，标高为37.275m至41.0525m，沿圆周设有36个箱 式结构的环吊钢牛腿（是重要承重件，用于安装核岛内环 吊承载梁，标高+40.061±25mm）。
图一：
• 钢筋混凝土安全壳 为了降低钢安全壳的造价， 60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢 筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒 壳和半球顶组成（图2 [钢筋混凝土安全壳]）。沸 水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂， 筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受 事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采 用排列很密的粗钢筋。这种壳的表面虽易开裂， 但由于它比较经济，目前仍被采用。
• 安全壳图示：
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安全壳钢衬里：
福建福清核电厂的安全壳钢衬里是一层6mm的钢板密 封层，材料为20HR钢，用于保证安全壳的密封性。除 在建造阶段及对于飞射物撞击作用等特殊工况外，钢衬 里不得作为受力构件。根据EJ/T 926-95规定，钢衬里 必须满足： 衬里必须锚固与安全壳混凝土内，但锚固点之间的局部 弯曲变形应不受阻碍； 衬里能适应所有载荷效应，并能与混凝土协同变形，保 证安全壳的各种载荷效应下的密封性；
• 安全壳按材料可分成钢、钢筋混凝土及预应力混凝土三种。 • 钢安全壳 世界上第一个安全壳是1953年在美国西米尔顿 的诺尔斯核动力试验室建成的。但供工程实用的安全壳则 是在50年代后期，世界上第一批核电站投入商业运行而出 现的球形及圆筒形钢安全壳，尺寸较小。从60年代开始， 随着反应堆功率的提高，出现了内径超过30米的圆筒形安 全壳（图1 [圆筒形钢安全壳]）。70年代,为了适应大功率 核电站的工艺布置,出现了球径达60米左右的钢球壳。为 了尽量避免焊后热处理，壁厚通常都控制在38毫米以内。 钢安全壳一般用作主安全壳，建造在与其相脱离的混凝土 次级安全壳里面。沸水堆的钢安全壳尺寸比压水堆的稍小， 多为球壳加上一小段筒壳，呈“烧瓶”型。由于工艺比较 成熟，目前钢安全壳仍被大量采用。
ห้องสมุดไป่ตู้
• 图二：
• 预应力混凝土安全壳 60年代中期首先应用于法国的EL4 核电站,其后在美国、加拿大等国迅速推广并有所发展。 大致经历了三个阶段：①第一代预应力混凝土安全壳的特 点是采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固， 所用钢束的极限承载力较低，筒壁施加的预压应力较高。 ②第二代也采用扁穹顶，但筒壁扶壁减少到三个，单根钢 束的承载力增大一倍，由于充分发挥普通钢筋的作用，筒 壁的预压应力有所降低。③第三代则把扁穹顶改为半球顶， 省去了传统的环梁，改善了安全壳结构的受力性能。穹顶 的预应力钢束也与筒壁的竖向钢束合而为一，因而比第二 代更经济合理。目前有的国家还在探索比第三代预应力安 全壳更为先进的结构形式，把环向锚固扶壁减少到两个， 以改善受力性能和减少总钢束数。有的国家在加紧研究无 衬里的预应力双层安全壳等新形式，以求得更加经济合理 的效果。
安全壳
• 安全壳简介：
• 反应堆安全壳，英文名称为reactor container，其 定义为：为防止核反应堆在运行或发生事故时放 射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳。 核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质， 安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性 物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆 厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界 的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器结构。