预应力钢绞线在核电站安全壳中的应用

毛爱菊（天津冶金集团中兴盛达钢业有限公司，天津301616）

预应力钢绞线在核电站安全壳中的应用

毛爱菊
（天津冶金集团中兴盛达钢业有限公司，天津301616）

在介绍核电站安全壳的种类和结构的基础上，分析了CPR堆型和EPR堆型使用的预应力钢绞线的种类、数量和级别，以及核电用钢绞线的技术要求。指出为满足安全壳使用要求及安全要求，预应力钢绞线实物性能指标必须高于标准及规范要求。

超核电站；安全壳；预应力体系；钢绞线；技术要求

1 引言

核电站是利用核裂变反应所释放的能量转化成电能的发电厂。核电站一般分为两部分，一是利用原子核裂变生产蒸汽的核岛，二是利用蒸汽发电的常规岛。使用的燃料是放射性重金属铀或钚。

2 核岛的安全壳

核岛的核反应堆厂房就是我们说的核安全壳，它是核反应最后一道安全屏障，它的作用是防止放射性物质扩散污染周围的环境，也是反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界不利影响。

世界上的核电站安全壳有3种型式：

2.1 钢安全壳

多为球壳加一段筒壳，呈烧瓶型，为了尽量避免焊接后热处理，壁厚通常控制在38 mm以内，美国20世纪50年代设计的核电站多采用钢壳。

2.2 钢筋混凝土安全壳

衬里是较薄的碳钢，钢筋混凝土安全壳采用了排列很密实的钢筋，以便能承受事故的压力和温度，这种混凝土壳是美国20世纪60年代为了降低钢壳的造价设计的，造价低，但是表面易开裂。

2.3 预应力混凝土安全壳

第一代预应力混凝土安全壳是20世纪60年代由法国人设计的，采用扁穹顶，筒壁环向和竖向布置预应力钢绞线，环向有六个扶壁柱锚固。第二代核电站安全壳也采用扁穹顶，筒壁环向预应力钢绞线束减少为三个扶壁锚固，如岭澳核电站。第三代预应力安全壳把扁穹顶改为半球顶，穹顶的预应力钢绞线束也与筒壁的竖向钢绞线束合而为一，比第二代更经济，结构更合理。现在使用较多的是二代+和三代安全壳，如田湾核电站，台山核电站，福清5#6#岛，见图1、图2。

3 预应力钢绞线在和安全壳中的使用

安全壳的型式和预应力体系确定后，选用什么类型的钢筋首先需要进行预应力损失的计算，重点考虑的是3方面的应力损失：

瞬时损失，包括钢筋与混凝土孔道的摩擦损失，锚具的变形，钢筋回缩和接缝压缩，混凝土的弹性压缩；

图1 内钢绞线示意图

图2 内钢绞线示意图

钢筋的应力松弛，即预应力筋材料自身产生的应力松弛。

混凝土的收缩徐变。预应力钢绞线以其高承载力、低松弛、柔性好、便于穿束等优点，是预应力安全壳最理想的钢筋。

3.1 CPR堆型预应力安全壳使用的钢绞线

CPR核岛（如岭澳核电站）安全壳为后张预应力混凝土结构，筒身厚度900 mm，穹顶厚度800 mm，混凝土强度等级为C50，预应力钢绞线为水平布置、竖向布置和穹顶的包络线布置，水平和穹顶使用的是19束15.7 mm钢绞线233根，4个扶壁柱，竖向使用37束15.7 mm钢绞线144根，张拉控制应力为0.8FPY，穹顶分三簇，互成120°分布，每簇58束共174根，钢绞线强度级别为1 770 MPa。

3.2 EPR堆型预应力安全壳使用的钢绞线

EPR核岛（如台山核电站）采用双层混凝土安全壳，外层安全壳采用的混凝土结构筒身厚度1.8 m，穹顶厚度1.8 m；内层安全壳也采用预应力混凝土结构筒身厚度1.3 m，穹顶厚度1 m，混凝土强度级为C75。水平和竖向均采用55束15.7 mm、1 860 MPa钢绞线，张拉控制应力为0.8FPY，筒体有三个扶壁柱，穹顶预应力筋呈正交排列。

4 安全壳用预应力钢绞线技术要求

预应力钢绞线属于核电站建设中质量保证等级为一级的重要材料，钢绞线的主要技术指标有：

4.1 抗拉强度

核电站的设计寿命一般为40年，在整个服役期间，要保证安全壳有足够的预压应力，以抵御失水事故时内部压力过大造成安全壳开裂，导致核辐射。按照严重事故工况下安全壳压力达到10×105Pa［1］设计计算（与本文关系不大，从略），CPR核岛及EPR核岛分别选用高强度预应力钢绞线1 770 MPa及1 860 MPa级。

4.2 屈服强度

核电站预应力体系张拉控制应力为0.8FPY，高于工民建及桥梁工程预应力体系张拉控制应力在0.7 FPY水平，因此要有较高的弹性极限和屈服强度，预应力钢绞线生产企业一般控制屈强比，要达到90%～95%，一般实物质量水平要达到92%以上。

4.3 松弛性能

核安全壳用钢绞线要求有极低的松弛率，在设计寿命里要有足够的预应力，到期的核电站进行评估后有可能延期服役，要求预应力体系在40～50年后具有较高的预应力水平，对钢绞线松弛性能的要求是在80%初始力下1 000 h松弛率不高于4.5%，按照DEB-FIP《MODEL CODE》中给出的预测1 000 h之后的松弛值用方程式：

50年的松弛值大致是1 000 h的3倍，约13% ～14%。核电站安全壳环境温度夏季平均在40℃左右，因此要求钢绞线在40℃环境下，80%控制应力下，50年的应力损失在20%以内。

4.4 伸长率

安全壳布筋采用群锚，CPR环向采用19束，EPR采用55束，各根钢绞线受力状态不同，而且钢绞线很可能在孔道内交叉，要达到控制应力水平，钢绞线应具有足够的伸长率，因此钢绞线伸长率的实际水平应达到5.0%以上。

4.5 偏斜拉伸性能

安全壳筒壁上拥有很多贯穿件，留有很多孔洞、门，竖向布筋躲开孔洞设计要求起弯点到洞口的中心距离为2～3倍洞口直径（见图3），偏转角度最大的地方为18°～25°左右，因此要求钢绞线偏斜

图3 安全壳钢绞线布筋示意图

拉伸时应力损失越小越好。按照国际标准ISO15630［2］及《核电站用钢绞线技术规范》要求，偏斜拉伸系数在28%以下，实际控制水平在15%以下。

5 结语

预应力钢绞线属于核电站建设中质量保证等级为一级的重要材料，对钢绞线质量的要求更多的出于安全角度考虑，安全壳长期处于静载状态，但是一旦失水事故出现，内部压力过大，预应力体系必须能够抵御内部压力，确保安全壳不开裂，不产生核辐射。因此，钢绞线的质量，特别是长期松弛性能至关重要。

［1］罗传杰，张世顺.核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法［J］.原子能科学技术，2011（5）：578-581.

［2］ISO 15630-3：2010，Steel for the reinforcement and prestressing of concrete—Test methods-Part3：Prestressing steel［S］.

Application of Pre-stressed Steel Strand to Containment of Nuclear Power Station

MAO Ai-ju
（Tianjin Metallurgy Group Zhongxing Shengda Steel Industry Co.，Ltd.，Tianjin 301616，China）

On basis of introducing the type and structure of nuclear power station containment，the paper analyzes the type，quantity and level of pre-stressed steel strand used for CPR type and EPR type reactors and the technical requirement on steel strand for nuclear power application.It is also points out the indices of physical property of steel strand must be higher than that required by the standard and specification in order to meet the application requirement and safety requirement of containment.

super nuclear power station；containment；pre-stressing system；steel stand；technical requirement

10.3969/j.issn.1006-110X.2016.02.002

2015-10-13

2015-11-02

毛爱菊（1963—），女，高级工程师，天津冶金集团中兴盛达钢业有限公司副总工程师，主要从事金属制品方面的研究工作。