核电站双层安全壳施工技术的创新和需要研讨的问题

王开华，魏建国，秦亚林，钱伏华，孙春峰，周书奎，杨金辉

（1.南华大学，湖南衡阳421001；2.中国核工业建设集团公司，北京100037）

我国百万千万级压水堆核电站采用双层安全壳（以下称：双壳）建造是从田湾核电站1、2号机组开始，是引进俄罗斯AES-91型ZX1000MW机组的两个双壳结构反应堆厂房。众所周知，安全壳作为核反应堆厂房最后一道核安全屏障，主要是防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也是反应堆厂房的围护结构，保护着反应堆设备系统免遭损坏，是一个体积庞大的特种容器结构。早期切尔诺贝利核电站4号机组就没有安全壳，如果有安全壳，也不至于造成那么大的灾难。1953年，美国西米尔顿的诺尔斯核动力试验室研制出世界上第一个单层安全壳（以下称：单壳）结构的模型，于上世纪50年代后期供工程使用，不过那时安全壳尺寸小，内径不足20m，从60年代开始，随着反应堆功率的提高，出现了内径超过30m的圆筒形安全壳。在60年代中期，法国首先将单壳结构应用于EL4核电站，接着美国、加拿大等国也推广运用。第一代预应力混凝土单壳采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢束由六个扶壁锚固，钢束的极限承载力较低，筒壁承载的预压应力较高。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。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。

田湾核电站反应堆厂房外径51.2m，内径44m，总高度74.2m。内壳为1.2m厚的钢缆预应力大吨位张拉钢筋混凝土墙体，内壁为6mm厚的钢覆面。外壳钢筋混凝土0.6m厚。内、外壳之间为1.8m的带有碘和气溶胶过滤器通风系统的负压环形空间。壳穹顶为双曲线半球型。台山核电站内壳厚度为1.3m，包括6mm的钢衬里，外壳厚度达1.8m，中间间隔1.8m。图1为双壳结构反应堆厂房的示意图。

图1 双壳反应堆厂房结构示意图Fig.1 Schematic of double hull reactor building structure

反应堆厂房属于核辐射和核安全保证的I类建筑。双壳结构厂房有钢衬里及内、外壳三层，把反应堆完整保护在中间，不仅最大限度将外部影响隔绝在外，还能在极端情况下，通过安全壳将事故影响消化在安全壳内部，防止放射性物质向外部环境释放。安全壳不仅在抵抗不可预见的外来物体的撞击，诸如遭受飞机、地震、飓风、海啸等自然灾害的袭击时，能对壳内反应堆设施起一定的核安全保护作用，而且还能够承受内部LOCA失水事故引起的高温、高压的危害，是预防核泄漏、核辐射较为坚固的屏障。反应堆外围的辅助厂房、控制厂房、服务厂房、蒸汽间等核岛附属结构布置在其周围，反应堆厂房内部的发生器、转换器等设备的工艺管道和线路等回路与外围厂房发生联系，安全壳是其联系的纽带。因此，确保安全壳施工质量，诸如确保炭钢衬里的对接和焊缝质量，内外壳贯穿件和预埋件的安装质量，混凝土浇筑质量，预应力张拉和灌浆等施工质量是十分重要的。双壳结构不同于以往的核电站单壳结构，在施工过程中，钢筋绑扎、模板吊装、贯穿件安装、混凝土浇筑等工序都是立体交叉作业，施工难度大，工艺十分复杂，在施工中不仅要有先进的施工技术，同时要有现代化的工程管理。

田湾核电站1号机组首先由中国核工业建设集团公司（以下称：中核建）所属的中国核工业华兴建设公司（以下称：华兴公司）承建，于1999年10月20日浇筑第一罐混凝土，2005年10月18日开始首次装料，12月20日反应堆首次达到临界，2007年5月17日正式投入商业运营。2号机组由中核建所属的中国核工业第二二建设公司（以下称：二二公司）承建，于2000年9月20日浇筑第一罐混凝土。2007年5月1日反应堆首次达到临界，5月14日首次并网成功。2007年8月16日投入商业运行。

田湾核电站一期工程施工质量、安全、进度、投资、技术、环境6大控制指标优良。1、2号机组投入商业运行后，创造了第一个燃料循环均未发生停机或停堆事件的良好运行记录。两台机组在运行和大修期间，个人和集体剂量得到有效控制，三废排放远低于国家控制标准，各项性能指标优良，创造了良好的运行记录，经济效益和社会效益可观。可以说，1、2号机组的施工质量优于当前世界上正在运行的大部分压水堆核电站，在某些方面已接近或达到国际上第三代核电站水平。最重要的是田湾核电站一期的双壳施工经验为田湾核电站正在施工的二期工程、台山等核电站的双壳工程和未来使用双壳工程的核电站能提供很多有益的施工经验，使其在施工技术和工程管理方面少走很多弯路。

田湾核电站1、2号机组自2007年投入商业运行至2013年，累计安全发电突破1 000亿千瓦时。已累计实现销售收入366.81亿元，上缴各项税费101.83亿元。高效益的取得与施工期间优良的工程质量密不可分。

1 双壳施工技术的改进和创新［6］

华兴公司和二二公司在过去施工的核电站均为单壳，面临双壳结构的施工，就无法照搬曾施工过的秦山、大亚湾和岭澳核电站单壳结构的施工工艺。在施工中遇到不少的技术难题，由于在国内是首次施工，无这方面技术资料借鉴，西方国家对双壳施工技术也是处在试验阶段，加上他们对我们的技术封锁，更难收集这方面信息技术，只能靠我国本身在原施工单壳工程的基础上进行改进和创新，边施工边研发。很多环节的施工技术都是在现场边试验、边施工、边改进。在经过多次试验成功后才用于现场施工。从施工顺序，模板选型，钢筋绑扎、贯穿件、预埋件安装、接头、焊接，混凝土改良，内壁钢衬里安装和吊装方式、预应力张拉工艺等都进行了改进和创新。

1.1 内、外壳施工顺序的试验和选定

为探索内、外壳科学的施工顺序，在现场曾做个以下图2的三种试验。即：图2（a）为内、外壳同步施工图；图2（b）为先内壳后外壳施工图；图2（c）为先外壳后内壳的施工图。比较结果显示：内、外壳同时施工，鉴于施工空间狭小，两壳人行、运输、作业在同一层面互相干扰，并存在安全隐患，不可行。先外壳后内壳施工，阻挡了作业人员的视线，也不可行。先内壳后外壳施工（中间图）可使混凝土在内、外壳保持高差同步浇注，施工视线开阔，便于人行、运输和模板撤除；内、外壳混凝土均按2m高度分层，使内、外壳结构在有限作业面上成梯级有序交叉、快捷施工，也减少了内、外壳施工分别对内部结构、周围各厂房施工进度的影响；确保了核岛土建工程总体施工进度，故最终选定先内壳后外壳的施工方法，功效较另外两种各提高一倍。

图2 双壳施工顺序试验示意图Fig.2 Schematic of double hull construction sequence

1.2 模板体系选用

1.2.1 DOKA模板体系

根据双壳墙体的特点，属于大体积连续剪力墙，剪力墙较高，模板周转次数较多，要求模板支撑系统必须完善、可靠、牢固，满足强度和钢度要求，内、外壳之间的间距为1 800mm，施工的空间较小，搭设脚手架将影响外壳的钢筋模板施工，另外大体积剪力墙模板承受混凝土的侧压力较大，需采用简捷便于施工的自爬升模板体系。本工程采用以DOKA爬升模板为主（图3），特殊部位辅助一些自制的异型模板。

图3 DOKA模板版面平面组装示意图Fig.3 Schematic of DOKA template plane assembly

DOKA模板体系由板面系统、支撑系统、操作平台系统三部分组成，各系统通过螺栓、轴销、型钢托及钢板楔等连接构件连成整体，靠固定爬升托架的爬升锥体承剪、承拉。为能保证内壳外侧和外壳内侧的DOKA模板在拆模状态时能正常进行垂直运输，内壳模板上层平台改用UB60的上层通用托架，平台宽度不超过1.0m，且内壳外模不设下层平台，给外壳竖向钢筋的施工留出了一定的空间，内壳的外表面打磨利用外壳内模的下层操作平台，这样既减少模板的加工成本，又为外壳的施工创造了施工空间和为双壳的同步施工加快进度。

第一层施工只使用板面体系及上层操作平台。第一层施工完，拆模并吊走模板，将定位锥体换成爬升锥体，现场组装并固定中层操作平台；待第二层钢筋、预埋件及预应力管道（外壳无预应力管道）安装完毕，再吊装模板与中层操作平台连接，这样实现了DOKA模板支撑系统。以后模板进入正常爬升状态。

1.2.2 外壳穹顶预制梁板底模施工的创新

作业人员在内弦长50m的高空狭窄球面上浇注混凝土，要保证人员通行、安全作业、材料运输十分困难。通常是按国际上通用的支满堂脚手架支撑，铺设模板，最后拆除运出壳外，但这种方法周转工具占用量大，不安全因素多，且由于壳体内空间小，运输通道狭小，因而许多周转材料需截断，造成大浪费。在田湾核电站外壳施工中研发出外壳穹顶预制梁板底模，就是使用事先预制好的模块化的钢筋混凝土梁板，在内穹顶坡度平缓处支架底模，浇注混凝土，并在周边与外壳之间预制安装辐射梁，在梁上铺设混凝土平板，混凝土浇筑后梁板不撤除，可作为安全操作平台，减少人员高空作业，解决外壳穹顶顶板模支设与撤除的难题，使模板由单曲面过渡到双曲面并弧形爬升。不仅效率高，更重要的是作业安全。经与支满堂脚手架方案相比，工效提高三分之一。穹顶预制梁板底模示意图见图4。

1.3 钢筋机械接头技术

内外安全壳除拉结筋外，其余竖向及水平环形钢筋（均≥￠25）采用等强直螺纹连接技术取代钢筋的绑扎搭接连接，突破了密集钢筋、形态不规则钢筋不宜采用机械连接的传统做法，钢筋机械接头使用量￠40 15 280套；￠28 30 426套；￠36 2 844套；￠25 11 240套；￠32 38 820套；总量近10万套，减少投资近百万元，节约钢材资源近250吨。

图4 外壳穹顶预制梁板底模示意图Fig.4 Schematic of shell dome precast slab bottom mold model

1.4 改良混凝土性能

1.4.1 对混凝土配置的要求

安全壳作为核电站的I类建筑，特别是内壳，在壳体施工完毕要进行预应力后张拉施工，混凝土承受水平和竖向张拉压力，其混凝土的浇筑质量和成型后的密实度至关重要。配置的混凝土对混凝土原材料的选取、加工、配置、搅拌、运送、浇筑、振捣、养护、测试等都制定了严格的规定。根据底板、筒体、穹顶等不同部位，被浇筑的混凝土，有体积大、容重高、强度高、耐久性好等特点，而且不允许存在空洞、裂缝等缺陷。因此根据工程性质在配料中，掺入、选用一定量的优质粉煤灰和相关添加剂，以满足不同种类混凝土的配置。另外，由于每层混凝土浇筑时间较长，选用一些高效缓凝减水剂，延长混凝土的初凝时间不少于5个小时。内壳结构混凝土强度等级为B45，外壳结构混凝土强度等级为B40（俄规范，相当于国内C50以上高强混凝土）。

开发重混凝土和蛇纹石混凝土等特种混凝土的配置及其创新的施工技术，形成一套核电工程高性能抗辐射屏蔽混凝土系列施工工艺，实现核电站建设中屏蔽混凝土施工技术的标准化，提高性能和检测工艺，有效屏蔽核电站γ射线和中子流等辐射，保证核电站核安全工艺设计要求。通过对高性能混凝土技术的研究，形成具有我国自主知识产权的高性能混凝土综合施工技术及混凝土结构沉降自动监测与控制技术，保证双壳混凝土结构体积稳定性、抗渗性、高流动性、抗折（拉）性、护筋性、线膨胀系数等耐久性能要求。

1.4.2 预应力张拉和灌浆系统的改创

后张拉预应力钢筋混凝土的安全壳是压水堆反应堆的第三道屏障，承受着安全壳内外部的冲击力。预应力体系由水平环向和竖向倒U型共120束高强低松弛钢绞线组织一个网状结构，针对如此庞大、纵横交错、极为复杂的钢结构，研发、应用大吨位整体穿束技术和倒U型与环向360度等应力张拉技术。

自主开发核电站安全壳预应力钢束三次浆体灌注工艺，减少预应力孔道灌浆浆体泌水制浆，使预应力孔道密实灌浆。采用触变浆体+真空辅助的灌浆方法，使孔道灌浆密实度大大提高，降低了安全壳预应力长期应力损失。

1.5 预埋件安装

双壳结构有贯穿件287只，其中258只需贯穿内、外壳。设计要求内、外壳贯穿件套管的同轴度偏差不大于2mm，为此，通过先严格控制内壳贯穿件套管的定位，采用专用工具引出内壳贯穿件套管的轴线，进行外壳贯穿件套管定位，使内、外壳贯穿件套管安装精度完全满足设计要求，确保贯穿件套管安装质量。

预埋件、贯穿件控制侧重注意以下事项：

安装时严格控制其平面内和平面外垂直度和位置误差，使之达设计要求；预埋件、贯穿件加固牢实，以防模板挤靠使其挪位；模板支设好后，调整预埋件使其贴紧模板表面，防止混凝土浇筑时挤压造成预埋件陷入混凝土中；内、外壳贯穿件套管安装时保证了内、外壳套管的同轴性，控制内壳内口轴线误差小于3.5mm；外壳内口轴线误差小于1mm。

1.6 内壁钢衬里安装

钢衬里是粘接在底版、筒身及顶盖内侧的密闭容器，它能有效防止放射性物质及事故状态下特别是一回路失水事故工况下产生的裂变物质的扩散。通过对专用自动焊设备与工装的研制、自动焊焊接施工工艺的研究、现场施工工装的开发等，开发出有利于安全壳密封性的高能钨极脉冲双气流保护氩弧自动焊接方法，克服了普通TIG焊存在焊缝熔深不深的缺点，保证安装焊缝质量稳定，提高焊接的质量稳定性。

引入模块化施工理念，改变现行施工方法，将钢衬里截锥体、筒体进行模块化施工，形成标准制造工艺，进一步缩短钢衬里施工工期，保证钢衬里施工质量；使钢衬里穹顶单元板一次滚压成形，保证穹顶现场拼装的成形质量，满足钢衬里穹顶整体吊装变形控制的要求，解决传统工艺操作复杂、耗工、成本高等问题。采用穹顶模块预拼装和整体吊装，及应用吊装仿真技术，最大限度地减少或降低吊装引起的变形难题，实现钢衬里的模块化吊装。

1.7 建立全数字化仪控系统和技术管理信息系统

采用当今世界上先进的数字化分布控制系统（DCS），由运行仪控“TXP”和安全仪控“TXS”组成，属国内首次引进。实现三维模型、四维管理控制及建造施工的全过程跟踪控制管理。研发专用的核电建造技术管理信息系统软件，来掌控混凝土温度、裂隙、强度，钢衬里，预应力施工和反应堆构件安装，穹顶整体吊装，主管道、中子通量焊接等施工技术管理。建立一整套“点系统”，使计划、施工安全、质量标准、工效分析、成本核算、专业衔接、物资供应、风险控制等均处于技术管理信息系统监控之中。同时建立了建造模型和标准数据库，实现数据收集、整合、交换、智能分析和决策，使核电建造技术、管理模式处于国际先进水平。

2 双壳结构施工特点

从田湾核电站1、2号机组施工技术的描述和第三代核电站有关安全守则的结构形式来看，双壳结构主要有以下特点：

一是内、外壳体共同坐落在同一个底板，内、外壳体设有隔离空间。台山核电站内、外壳厚度大于田湾核电站一期工程，特别是外壳厚度，达1.8m。其结构是带钢衬里的预应力钢筋混凝土；外壳也是钢筋混凝土结构。安全壳穹顶为半球型或双曲线型。

二是鉴于安全壳承担着地震、洪涝灾害、飞行物的撞击和核防护的作用，钢筋混凝土质量等级要求高，其混凝土需要精选水泥、砂石料、添加剂等来特殊配置，并防止裂缝，达到强度高和屏蔽核辐射的作用。

三是在有限空间进行多环节的交叉作业，如大体积混凝土配置、运输、振捣、浇筑、养护和冬季防寒措施；钢衬模块化制作，组合焊接；预应力施工，预埋件、贯穿件施工等，施工环节多，关系网复杂，需要现代化的工程管理手段进行系统的协调。

四是内壳运用大吨位的黏结预应力体系，施工工艺复杂，技术精度要求高；而且内、外壳体上设有大量的贯穿件，预埋件，安装精度要求高。

五是外壳穹顶在狭窄、高空的球面上浇注混凝土，模板支撑难度大，给作业和施工安全带来很大的困难。

六是涉及大型钢穹顶构件的制作、安装，工艺技术要求高，施工中必须精益求精；大体积、大吨位穹顶的整体吊装的安全工作特别重要，必须做到万无一失。

3 需要继续研讨的几个技术问题

双壳施工涉及技术环节较多，涉及多项技术的综合利用和现代化的工程管理，也涉及很多的相关行业。其材料、设备、技术、管理方法的选择与一般土建工程相比，很多环节具有特殊性，比一般建筑工程复杂得多。虽然中核建及其所属建设公司对田湾核电站1、2号机组的双壳工程施工技术取得一些创新成果，总结了一些经验教训，但是从高强度混凝土的取材、配置、浇筑、振捣、养护，模板的支设和拆除，钢衬里模块化施工和安装，大吨位预应力穿束，钢衬里，穹顶整体吊装，管理信息技术系统化等方面的技术开发还需要继续改进和创新，以便在保证核安全质量的前提下，进一步降低成本，缩短工期，为核电建造企业和核电运营单位取得更好的经济效益和社会效益，为世界双壳核电站的建设，从施工角度树立典范。

3.1 高强度混凝土施工问题

安全壳高强度混凝土施工质量直接影响核防护能力，因此，在双壳工程建造中，对壳体高强度混凝土质量要进一步引起高度重视。不但仅从混凝土浇筑阶段的划分，模板的支设与撤除，浇筑、振捣、养护、处理裂缝等各施工环节制定严格的控制程序，防止出现环节衔接上的缺陷，而且还要充分考虑到，混凝土的高强度和低氯离子扩散系数［2］要求采用胶凝材料的高掺量，如此又将引起混凝土的高水化热，进而严重影响混凝土整体一次浇筑过程中心温度控制和温度裂缝控制，无疑出现了此工程的技术难点，需要继续实验研讨。另外由于双壳结构复杂，钢筋、预埋件较多，振捣棒碰撞铁件时有发生，使绑扎的钢筋和预埋件发生位移，使之或多或少的影响壳体质量，故需要研发制作针对不同振捣空间的小型框架，约束、限制振捣棒，使振捣棒在合理的区间振捣，避免撞击密集钢结构。其次，通过给混凝土添加一定量的外加剂、外掺物的实验，和利用混凝土本身的优良性能，在不影响混凝土质量的前提下，达到在钢筋、贯穿件密集的部位不振捣也能浇筑密实的目的。

3.2 钢衬里模块化施工问题

双壳结构的钢衬里施工采用了模块化施工，是一种既简捷又易组合的科学工序，对于底板钢衬里、筒身钢衬里的制作和安装及穹顶的制作和整体吊装，都体现了操作方便、成型好、缩短工时、节省成本等优点。但对钢衬里模块化施工，需要进一步提高模块化施工技术水平，在模块的划分和组合上进行调整，使划分形式科学化。以前［1］我国已建和在核电站在对钢衬里模块的划分数量，随设计的不同，在形状和数量上各有差异，需要对双壳钢衬结构进行分析，从尺寸大小、设备配制、施工能力等方面综合考虑，寻求较为标准的生产模式和统一的配置，以利于更好的加快工期，降低成本，方便组合。还有，钢衬里［3］在拼装组焊中要求简体壁板边缘的径向位移量不能超过2mm，为此，有的专家利用ABAQUS有限元分析软件，对预制拉伸应力后的简体壁板焊接变形进行了数值模拟，并用自行设计制作的预应力焊接，对简体壁板预拉伸应力和焊后壁板边缘的径向变形进行了测定。结果表明：采用先焊接轴向角钢，再预制拉伸应力，最后焊接周向角钢的装焊工序，可明显减小筒体壁板边缘的径向变形，且随着预制拉应力的增大，焊接变形呈指数规律减小，当油缸顶升力达到18MPa时，壁板边缘的径向变形量可控制在2.0mm以内。这种经实验的新方法也为钢衬里组合焊接提供了技术支持。

3.3 模板提升问题

秦山三期安全壳模板是采用滑模提升，其余核电站单壳和双壳结构的模板是利用吊车提升而爬升。特别是在在双壳结构施工中，两壳之间的空间会或多或少影响对模板的提升。而且单块提升模板效率不高，所以有必要开发多块捆绑式体系的模板，自动爬升，就能减少垂直运输工具的占用时间，挤压模板的施工时间，就能进一步缩短工期，降低成本。核电运营单位都希望施工单位在保证核安全质量的前提下，尽快缩短核电施工工期，使核电站早日发电，早日取得经济效益。故创建新模板提升施工技术势在必行。

3.4 大吨位预应力施工技术的改进

双壳结构的反应堆厂房，内壳承受较大的压力，大多数采用的是大吨位有黏结多束钢绞线预应力系统。以前国内的核电站的预应力体系及材料设备是从国外引进，故成本高，因此需要研究出国产化的预应力体系。中国核工业二四建设公司在［4］福清核电站采用了国内柳工欧维姆锚固体系和张拉设备，在《压水堆核电站M310堆型大吨位预应力施工技术》报告中将柳工欧维姆产品与国外产品作了对比：承压板、锚固块防腐性能比国外好，安装对中性好，喇叭口、灌浆连接器壁厚增加坚固耐用，铸造精益求精杜绝了表面砂眼。同时对张拉设备优缺点也作了介绍：千斤顶使用效果良好，张拉泵站数据可直读出，这是优点；但张拉泵站体积大，移动不方便，泵站防潮性差，廊道较潮湿，泵站在廊道使用时常出问题，最多的问题是不能启动，当然移到外面放一阵又能正常使用，这是需要改进之处。这说明国内预应力体系及材料设备正在兴起，期盼在不久的将来达到世界先进水平。台山核电站1号核岛在田湾核电站的基础上，预应力体系［5］采用后张C系列锚固体系，每束钢绞线穿束数量54根，钢束总数量达270束，其中水平环向钢束119束，导管呈360°包角环形布置，每束长度约160m；gamma型钢束104束，每束长度约109m；竖向钢束47束，每束长度约61.5m，穿束钢绞线总量达到2 100t。钢束采用大吨位千斤顶进行张拉，每束钢绞线所承受张拉荷载达到12 362kN。同时开发并成功应用新的张拉、灌浆工艺以及升降平台。预应力钢束张拉首次采用数值化系统进行钢束张拉，成功避免传统的张拉数据采用人工测读的模式，提高张拉数据采集的准确性，降低人为操作失误。在灌浆方面，也成功研制出触变浆体，该浆体采用合格的缓凝浆体加入触变剂经搅拌机充分搅拌而成，触变浆成浆后，呈膏状，使浆体更容易填充密实预应力孔道，同时辅以真空辅助灌浆工艺进行浆体灌注，大大提高管道灌浆的密实度，有效解决预应力工程中管道灌浆后，因灌浆浆体在管道内泌水而形成空洞的质量缺陷问题。另外，还自主研发一套新型预应力水平张拉平台，该平台为桅柱爬升式，采用双驱动单元，与传统的轨道式施工升降平台相比，它具有造型美观、结构轻巧、传动平稳、机械振动小，拆装方便、安全可靠、用途广泛等特点，大大提高作业人员工作效率。我们深信随着双壳结构核电站建设，预应力体系会愈来愈完善。

3.5 外壳穹顶施工工艺需继续研讨

在核电站反应堆厂房双壳结构中，内壳穹顶由于有穹顶钢衬里作为底板支撑，故在浇筑混凝土时无需考虑底部模板，仅考虑侧面和顶面的模板即可，因而模板施工的难度相对较小。而外壳穹顶施工则无钢衬里支撑，需底部模板支撑，难度很大。在上述1.2节第二段中介绍了外壳穹顶施工中，研发出外壳穹顶预制梁板作为底模，取代过去满堂支脚手架的老方法，此办法效率是高，作业也安全，但预制混凝土梁板费用较高。所以还需寻求一种成本底、效率高、作业安全的新方案。

4 结语

核电站反应堆厂房的双壳结构是核电站的重要的防护结构，双壳技术的应用，提高核防护能力，同时也对安全壳建设技术的改革与创新。双壳施工，从标准设计、施工和发电运营这三个大环节任务分工的角度看，施工的上游是设计环节，下游是发电运营环节，施工环节则是一种承上启下的建造环节。要想使建造的双壳结构达到设计的目的，一是使施工的内壳能承受核事故压力，二是使外壳能起生物屏蔽及保护作用；三是使两壳之间的环形空腔保持一定的负压，达到使核反应堆内部的放射性物质不易向壳外泄漏。施工单位首当其冲的任务是把标准设计的各项具体工艺按照核安全法规精心搞好施工设计，因核电站结构复杂，很多具体施工环节都要在施工前根据标准设计做详细的施工设计，它的图形就像机械铸造厂制作的模具图形，把抵抗内、外部的各种因素融入其中，通过施工，使标准设计的图形和说明事项的全部内容付之现实，故施工环节与标准设计环节以及发电运营环节同等十分重要。只有在施工环节上保证质量、安全、进度、投资、技术、环境6大控制指标的实施，才能将建设成果提交下游单位——核电站发电运营。

在核电站双壳施工技术的研究和实践方面，我国已有了初步的尝试，经过田湾和台山等核电站的研发和实践，有些技术已填补了核电站施工领域的空白，但是随着社会的进步和科学技术的发展，还有不少方面需要改进。还需要借鉴相关行业的先进技术，同时引进、消化、吸收国外同领域新材料、新设备、新技术和具体新工艺，通过研究和验证，不断完善和提高，随着第三代乃至更加先进的核电站的问世，使我国核电站双壳施工技术和工程管理水平更上一个新的台阶，早日实现现代化、系统化、标准化、规范化，国产化，进入国际领先水平。

［1］ 刘镐.大型压水堆核电站双层安全壳施工技术探讨.233网校论文中心.2010

［2］ 王辉诚，等.核电站高性能大体积混凝土配制与施工［J］.核动力工程.2011.

［3］ 史春元，王建国，金成，等.预制应力法控制核电站钢衬里简体壁板焊接变形的研究［J］.2012第八届中国北方焊接学术会议论文集.2013.

［4］ 慧聪工程机械网T｜T.福清核电采用了欧维姆锚固体系和张拉设备［J］.2013.08.

［5］ 廖春生.台山核电站1号核岛安全壳预应力施工完成［S］.中核华兴.2014.01.

［6］ 王开华，范群喜，祖斌，等.我国核电站综合建造技术与工程管理研究成果［S］.中国核工业建设集团公司.2005.12.