解决核电站混凝土结构老龄化方案的总结和结论

美国橡树岭国家实验室（ORNL），安全壳和混凝土技术实验室，邮政信箱为：

美国田纳西州（378318056）橡树岭9204-1大厦2009室

美国马里兰州巴尔的摩市约翰霍普金斯大学（JHU）

美国密歇根州安阿伯市艾森豪威尔2902室

美国华盛顿特区核管理委员会（NRC）

收到于1997年11月19日;修改稿于1999年4月8日收到;接受于1999年6月10日

     研究已经由美国橡树岭国家实验室进行，以解决核电站的混凝土结构老化管理。其目的是为了找出潜在的结构安全问题及验收标准在继续服务评估使用。这项计划的重点是结构的完整性，而不是密封性或混凝土结构的压力保持性。主要完成的项目包括结构材料信息中心的公式包含材料随时间的变化数据和信息的相关环境压力的影响下性能和耐老化因素的144材料，一种老化评估方法为了确定关键的结构和降解的因素有可能影响他们的性能，指导方针和钢筋混凝土结构状况评估采用的评估标准，并对于目前的状况评估和钢筋混凝土核电站结构未来性能评估。此外，深入进行了评估几种无损评估和修复相关的技术开发指导其适用性。由爱思维尔科学期刊出版。

 

    在美国核电提供超过的20％净发电。截至去年底，在过去的十年中，109家商业核电厂中超过60个已被授权在美国的商业运营超过20年，有些已接近其40年的经营许可证（美国核监督管理委员会，1996）。面对不得不更换掉的丧失再生能力的前景以及来自其他电力来源的和潜在的容量对于大量的关闭和退役成本，许多公用事业公司有望寻求扩展其初始工厂营业执照。

    核电的重要性和确保持续运行良好的必要性有明确的规定。其中一个主要的可能影响持续经营的因素是核电发展涉及到核电厂老龄化和其潜在影响的性能（核能机构，1994年）。核电厂的设计，建造和运营的标准，旨在减少排放放射性物质的水平到合理且尽量低的可接受水平。然而，核电站涉及复杂的工程结构和部件在苛刻的环境中需要在整个核电站的工作寿命期间运行能够达到的高级别安全水平（即安全边际）。核电厂衰老相关的安全问题和核电厂持续不断的维修通过健全的科学和工程的发展理解来解决是必要的。有人指出具体结构材料的老化行为的一个特定的区域——特别是承压结构（核能机构，1994年）。虽然主要的机械和电气设备在核电厂中可以被替换，除非万不得已，更换许多与安全相关的混凝土结构构件在经济上来说是不可行的。批准延续服务期限必须有证据支持，保证这些结构将继续有能力承受未来潜在的极端安全威胁。

2.1 .概述

    所有的商业核电站使用混凝土结构其性能和功能是为保护工厂操作的安全性以及广大公众和环境安全而必需的。典型安全相关的功能是混凝土结构提供了包括基础，支撑，生物屏蔽，容器和防止内部和外部危害。每个沸水反应堆（BWR ）或承压水反应堆（PWR ）单元，在美国被收纳在一个大得多的金属或混凝土安全壳内。

    混凝土安全壳压水堆是由钢筋混凝土制成的，在某些情况下可能是采用后张法张拉的。他们都被封闭在一回路内，包括反应堆压力容器，蒸汽发生器等三大类压水堆安全壳包括：大型干、冰冷凝器，并低于大气压。大型干冷凝容器被设计成具有一个容量包含的主要的整个体积的能量的冷却液亏损的几率很小的冷却剂事故（ LOCA ）。冷阱安全壳通道产生的蒸汽透过冰床的LOCA减少压力上升，因此降低容限体积和压力要求。负压安全壳的设计，以至于微小的负压被保持在容器减少量的要求。

    虽然大多数BWR核电厂采用钢制安全壳，一些核电厂采用预应力或钢筋混凝土安全壳。只有一个例外，在美国所有的采用钢制安全壳的BWR核电站已经加固增建钢筋混凝土结构安全壳那作为二次安全壳和反应堆建筑物为初级安全壳提供支持和屏蔽功能。安全壳被分为两个主舱室（湿井和干井）。在一个LOCA之后，空气和蒸汽在干井强制通过一系列的下水管，到湿井的一个池子里，在那里的蒸汽凝结。喷水系统和辅助系统一般设置在二次安全壳内。