施工监理丨高温气冷堆核电站示范工程安全重要构筑物工程建设阶段老化管理实践
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构筑物在核电站运行过程中起着基础支持、支撑、通道、屏障、包容、保护等作用，尤其是核安全构筑物，其服役性能直接决定核电站能否持续安全运行。鉴于其重要功能，核电站开展构筑物老化管理十分必要，这也是核安全监管要求。《核动力厂老化管理》（HAD103/12）3.1.1条规定，“应对核动力厂安全重要构筑物、系统和部件开展主动的（有预见性和有针对性的）老化管理。”
构筑物老化管理相关工作包括老化机理分析、老化效应评估及缓解措施制定等，开展这些工作都需要构筑物老化数据作为基础支撑。同时，收集构筑物老化相关数据也是核电站定期安全审查中“构筑物实际状态和老化管理”要素审查的需要。
部分构筑物性能试验不宜在构筑物实体结构上进行，但可以在预留混凝土试样上开展。如混凝土抗压强度、碳化深度等部分构筑物老化数据，需要通过破坏性试验获得，而破坏性试验会导致试验对象的损坏。若在核安全构筑物实体结构上进行这些试验（以取芯、钻孔等方式取样），将直接威胁到构筑物的完整性。预留混凝土试样是解决此问题的有效途径，预留下的混凝土试样具有与构筑物实体结构相同或近似的成分、养护条件、环境水平和服役情况，通过对混凝土试样进行破坏性试验，获得数据可表征构筑物实际状态，也不会对核电站构筑物造成结构上的破坏。
工程建设阶段是开展混凝土留样的理想时机。在工程建设阶段，进行混凝土留样具有工程便利条件。混凝土试样可与构筑物实体一致，并实现同条件养护，此时混凝土材料与配合比等信息完整，与土建施工单位或土建实验室沟通顺畅，且可以实现系统性、代表性的现场放样。若错过该时机，后期补做混凝土留样，存在混凝土试样龄期与原结构不一致、原材料已发生变化、原配合比可能无法再现和“零点”数据无法弥补的问题，这些问题不可避免地对构筑物的留样产生无法弥补的负面影响。
根据资料和行业交流信息，目前国内在建核电项目中，辽宁红沿河核电项目和中广核阳江核电项目已开展混凝土留样相关工作。其中，红沿河项目选择了安全级构筑物（包括安全壳、燃料厂房、电气厂房）作为留样对象，监测项目包括抗压强度、氯离子含量、氯离子扩散系数、碳化深度等。目前，该项目已完成核岛厂房混凝土试样留样，并已完成“零点”数据检测工作。阳江项目已完成安全壳混凝土试样留样，并正在开展“零点”数据检测工作。国内在建核电项目混凝土留样工作开展情况如表1所示。
表1国内在建核电项目混凝土留样工作开展情况
HTR-PM为模块式设计，采用两堆带一机方案，两堆在同一个反应堆厂房内，每座反应堆的核功率为250MW。示范工程采用一组过热蒸汽的高压汽轮发电机组，电功率为20万千瓦。
HTR-PM构筑物与压水堆相比，差异主要体现在核岛区域。不同于压水堆的圆柱形钢制安全壳结构，HTR-PM反应堆厂房为长方形构筑物。HTR-PM核岛区各建筑子项主要有反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房、电气厂房，其中反应堆厂房、乏燃料厂房与核辅助厂房结构为一整体结构。HTR-PM核岛区构筑物布置示意图见图1。
在反应堆厂房内，布置有两个一回路舱室，组成HTR-PM低压通风型安全壳。一回路舱室由反应堆舱室、蒸汽发生器舱室组成，其中反应堆舱室为圆柱型，内直径8.76m，壁厚为2.4m，内部高度为31.357m；蒸汽发生器舱室为不规则长方体型，最长位置处长度为10m，宽为10m，高为46.6m。一回路舱室作为低压通风型安全壳，在事故工况和以后限制放射性物质从堆芯核反应堆冷却剂系统释放到周围环境；提供屏蔽，保护厂区工作人员免受过量辐照；保护反应堆不受外部事件损害。同时，一回路舱室为反应堆压力容器和蒸汽发生
图1HTR-PM核岛区构筑物示意图
器壳体提供支撑，为舱室余热排除系统提供支撑，为内部设施提供隔热功能，可使控制棒驱动机构等系统工作环境温度小于100℃。
对构筑物或部件老化机理的认知是开展有效老化管理的关键，对于混凝土性能参数的选择同样需要以识别构筑物的老化机理为基础。根据《核电厂预应力混凝土安全壳老化管理指南》（NB/T20153-2012）附录B，混凝土老化降质的潜在老化机理主要包括浸析和风化、离子侵蚀、碳化、冻融、碱－骨料反应、沉降等。混凝土常见老化机理如表2所示。
表2混凝土常见老化机理
参照压水堆预应力安全壳运行状态和事故工况下安全功能，即放射性物质包容、辐射屏蔽及防御外部自然事件和人为事件[4]，同时考虑HTR-PM设计独特性及行业经验反馈，选择混凝土留样范围。
4.1.1SC级构筑物
根据HTR-PM构筑物安全功能，考虑其失效是否会直接或间接导致核电站安全功能的丧失或损失，选择安全级别为SC级构筑物作为留样对象。根据HTR-PM构筑物清单，HTR-PM安全级别为SC级的构筑物包括核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房），核岛电气厂房。
主厂房区厂房和电气厂房主要承担防御外部自然事件和人为事件的功能，其留样监测主要针对外部环境影响。反应堆厂房、核辅助厂房和乏燃料厂房建设在同一基础底板上，整个厂房结构为一整体结构，具有相同的混凝土设计强度、表面防护措施（防腐或防水）等设计要求，且外部大气环境也相同，因此可以作为一个整体用同一组试样测定其性能。电气厂房相对独立，其设计要求、开工建设时间等均与主厂房区厂房不同，需要独立留样监测。
4.1.2一回路舱室
在反应堆厂房内，HTR-PM布置有两个独立的一回路舱室，它由反应堆舱室和蒸发器舱室共同构成，承担运行状态和事故工况下放射性物质包容、辐射屏蔽等功能。考虑HTR-PM构筑物设计的独特性，需对一回路舱室留样监测。其留样监测主要针对厂房内环境，考虑高温、辐照等因素。
4.1.3循环水泵房
根据行业经验，循环水系统构筑物常年浸泡在海水中或受盐雾侵蚀，是混凝土性能劣化常发区域。循环水系统虽不是安全相关系统，但其功能是为电厂提供充足的冷却水，一旦丧失将影响电厂正常运行，是维持核电厂持续正常运行必不可少的部分。因此，将循环水泵房纳入混凝土留样范围。
综上，HTR-PM共对5处构筑物混凝土开展留样工作，分别为核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房），核岛电气厂房，1#、2#一回路舱室，循环水泵房。依据所处环境可分为处于外部大气环境、核岛内部环境和海水环境三大类，如表3所示。
表3HTR-PM构筑物混凝土留样范围
如前所述，混凝土潜在老化机理主要包括浸析和风化、离子侵蚀、碳化、冻融、碱－骨料反应、沉降等。其中，浸析和风化、碳化、离子侵蚀宜采用留样方式反映其老化劣化程度。上述老化机理的劣化过程随服役时间发生变化，其老化劣化程度可通过检测随老化降质变化显著的参数获得。具体参数选择如下：
1.浸析和风化会影响混凝土强度，选择抗压强度作为表征参数；
2.腐蚀类老化机理可分为碳化和离子侵蚀，可通过检测碳化深度、氯离子含量和氯离子扩散系数来表征。
其他混凝土老化机理，如混凝土冻融、碱－骨料反应和不均匀沉降等有更适宜的预防控制方式，不适宜采用留样方式。具体来说，混凝土冻融和碱－骨料反应的反应条件是在混凝土配制时形成的，一旦混凝土浇筑难于从根本上改善，冻融反应的预防主要通过减少水灰比、掺加外加剂等原材料控制手段；碱－骨料反应预防方法主要是使用非碱性骨料、低碱水泥、外加抑制剂等；混凝土不均匀沉降需要在设计中考虑基础沉降并设计一定裕度，通常在地基土壤中装有沉降监测仪表。
另外，对于温度和辐照，其影响主要体现在混凝土强度变化上，性能变化通过抗压强度体现。
基于以上混凝土老化机理与检测试验/参数选择的分析，选择4项混凝土老化相关性能试验，分别为抗压强度、碳化深度、氯离子含量、氯离子扩散系数。
表4混凝土常见老化机理与检测试验/参数选择
依据所处环境不同，HTR-PM安全重要构筑物可分为外部环境、核岛内部环境和海水环境三大类。对于外部环境构筑物和海水环境构筑物，其潜在老化机理包括浸析和风化、碳化、离子侵蚀，性能试验选择抗压强度、碳化深度、氯离子含量、氯离子扩散系数4项；对于内部环境构筑物，其潜在老化机理以高温和辐照为主，性能试验选择抗压强度。HTR-PM混凝土性能试验选择见表5。
表5HTR-PM构筑物混凝土性能试验
5.1.1抗压强度
混凝土抗压强度是指混凝土抵抗同一轴线外加压应力的能力。混凝土强度能够直观反映浸析和风化对混凝土的影响，是进行结构分析、评估和维修的基础，是进行安全壳耐久性分析的前提。
混凝土抗压强度试验是在压力机或万能试验机上连续均匀加载，直至试件破坏并记录破坏载荷。试验标准试件为150mm×150mm×150mm立方体，每组试验以3个试件的平均值作为试验结果。
5.1.2碳化深度
混凝土碳化是一种化学腐蚀反应，是指空气中的二氧化碳渗透到混凝土中，与其中的碱性物质起化学反应后生成碳酸盐和水，使混凝土碱度降低的过程，又称作混凝土中性化。
钢筋表面在混凝土碱性环境中会形成一层钝化膜，抑制钢筋锈蚀。但当碳化深度超过混凝土保护层厚度后，混凝土对钢筋的保护能力遭到破坏，会使钢筋表面钝化膜不稳定并逐步分解，导致钢筋腐蚀。钢筋锈蚀致使混凝土膨胀、疏松，从而导致混凝土抗化学侵蚀、耐磨性和强度的下降，影响混凝土结构的使用性能和寿命。
碳化试验能够测定在二氧化碳气体介质中混凝土试件的碳化深度，以评定该混凝土的抗碳化能力。碳化深度测量是在试件上钻φ20mm，深70mm的孔洞，经清洗处理后用钢尺测量混凝土碳化深度。
5.1.3氯离子含量
沿海环境混凝土结构常遭受氯离子侵蚀。氯离子具有很强的穿透钢筋钝化膜能力，一旦钢筋表面钝化膜被破坏，在水和氧气条件下，将发生电池反应，在钢筋表面形成锈蚀，使混凝土机构承载力降低，影响钢筋混凝土使用寿命。
氯离子含量是测量当前氯离子侵入情况。取适量混凝土试样（40g左右），经研碎烘干等处理后，采用化学滴定的方法测定氯离子含量。
5.1.4氯离子扩散系数
氯离子扩散系数试验用于测定混凝土中氯离子非稳态快速迁移的扩散系数，定量评价混凝土抵抗氯离子扩散的能力，为氯离子侵蚀环境中混凝土使用寿命的评估与预测提供基础参数。
采用电迁移试验测定氯离子扩散系数。试验标准试样为φ100mm±1mm、高度为50mm±2mm的圆柱体，每组试验以3个试件的平均值作为试验结果。
参照相关技术标准，混凝土性能试验方法与标准试样如表6所示。
表6混凝土性能试验方法与标准试样
5.2.1标准试样规格
HTR-PM重要构筑物混凝土留样选择150mm×150mm×150mm立方体作为标准留样规格。抗压强度标准试样如图2-1所示，碳化深度、氯离子含量和氯离子扩散系数三项试验在同一试件上取样，如图2-2所示。
图2-1抗压强度试样图2-2碳化深度、氯离子含量和氯离子扩散系数试样
图2抗压强度、碳化深度、氯离子含量和氯离子扩散系数标准试样
选择该试样规格主要基于以下两点原因：
1.试验需求：该试样规格能够满足性能试验的取样要求。留样规格与抗压强度试验标准试件相同，且能够满足碳化深度、氯离子含量和氯离子扩散系数三个检测试样可在试件上钻孔、切割、取芯获得。
2.工程便利：该试样规格与工程建设阶段混凝土同条件养护的试块规格相同，便于混凝土试样现场统一浇筑。
5.2.2留样数量
根据国内核电同行工作经验，混凝土性能以5年为周期取样检测。HTR-PM设计寿命40年，考虑延寿20年，需取样12批；另外需“零点”数据收集，共需13批试样。
1.外部环境区域：即核岛主厂房区厂房和核岛电气厂房，单次取样需6个标准试样（3个试样取平均值），每个取样位置需留78个试样（6个/批次×13批次）。
2.内部环境区域：即1#、2#一回路舱室，“零点”数据收集需6个标准试样，5年定期试样一次取样需3个标准试样，每个取样位置需留42个试样（6个/批次×1批次+3个/批次×12批次）。
3.海水环境区域：即循环水泵房，单次取样需6个标准试样（3个试样取平均值），需留78个试样（6个/批次×13批次）。
考虑混凝土保养、存放过程中破损等情况，每批次再多留出1个试样，因此每个取样位置再预留13个试样。
综上，混凝土预留试样规格为150mm×150mm×150mm立方体，核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房）、核岛电气厂房和循环水泵房每处预留91个试样，1#、2#一回路舱室每处需要预留55个试样，预留试样总数为383个。
高温气冷堆核电站示范工程作为准四代核电技术，其构筑物的结构特点与压水堆存在显著差异，主要体现在核岛区域。其反应堆厂房为长方形构筑物，在反应堆厂房内，布置有两个一回路舱室，组成HTR-PM低压通风型安全壳。
依据构筑物运行状态和事故工况下安全功能，HTR-PM共选定5处构筑物开展混凝土留样工作，分别为核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房），核岛电气厂房，1#、2#一回路舱室，循环水泵房。其中，核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房）和核岛电气厂房属外部环境，1#、2#一回路舱室为核岛内部环境，循环水泵房为海水环境。对于外部环境构筑物和海水环境构筑物，其潜在老化机理包括浸析和风化、碳化、离子侵蚀，性能试验选择抗压强度、碳化深度、氯离子含量、氯离子扩散系数4项；对于内部环境构筑物，其潜在老化机理以高温和辐照为主，性能试验选择抗压强度。
依据相关技术标准，选择150mm×150mm×150mm立方体作为标准留样规格，核岛主厂房区厂房（反应堆厂房、核辅助厂房、乏燃料厂房）、核岛电气厂房和循环水泵房每处预留91个试样，1#、2#一回路舱室每处需要预留55个试样，预留试样总数383个。
本文设计的HTR-PM构筑物混凝土留样方案，取样代表性强，且范围全面。根据构筑物不同位置，对试验设计不同的试验内容，保证对HTR-PM重要构筑物老化管理数据收集需求的同时，尽可能降低其费用。
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