一种安全壳钢束预应力时限老化分析方法

本发明涉及一种核电厂压水堆安全壳钢束预应力时限老化分析方法。

M310/CPR1000型核电厂安全壳一般安装有筒体竖向钢束、筒体水平钢束和穹顶钢束。钢束中的应力在张拉过程中、张拉完成后以及随后的一段时间因各种因素会变小，此为预应力损失(loss of prestressing)。

预应力损失会降低预应力效果，从而降低安全壳混凝土结构的抗裂度(抵抗开裂的能力)和刚度，如果服役寿期内预应力损失过大，若发生LOCA事故时，混凝土将容易出现开裂，导致安全壳结构完整性和密封性降级乃至丧失。

引起混凝土安全壳钢束预应力损失的因素一般包括如下几个方面：a)瞬时损失：摩擦；锚具变形、钢筋回缩和接缝压缩；混凝土弹性压缩；b)长期时变损失：混凝土收缩；混凝土徐变；预应力钢束应力松弛；c)其他损失：由于腐蚀或材料缺陷而引起的钢束部件失效；温度变化的影响。

在核电厂运行期间，预应力钢束应提供足够预应力以保证安全壳在设计基准工况下的结构完整性，基于预应力损失的时变特性，安全壳预应力评价是核电厂运行许可证延续论证时限老化分析(TLAA)重要内容之一。

核电厂许可证延续申请论证中，安全壳结构预应力的分析必不可少，但是目前国内压水堆安全壳结构预应力监测数据少，评价流程与方法缺失，针对国内核电厂许可证延续申请论证，尚未出现有基于安全壳监测数据建立TLAA分析方法。

有鉴于此，为了克服现有技术的缺陷，本发明的目的是提供一种压水堆安全壳钢束预应力时限老化分析方法。

为了达到上述目的，本发明采用以下的技术方案：

一种安全壳钢束预应力时限老化分析方法，包括如下步骤：

1)原设计的分析核实

核实原设计文件，确认原设计文件的预应力损失计算过程中，服役时间是否能覆盖至申请的运行许可证延续期末；若能覆盖，则满足验收准则；若不能覆盖，则需要进行第二步计算；

2)基于监测值开展预应力的分析与趋势预测

a)基于预应力监测值的长期预应力预测分析

采集筒体竖向钢束预应力的监测数据，对所述监测数据进行趋势分析，并外推至申请的运行许可证延续期末，如果得到运行许可证延续期末的预应力值不小于最小设计允许预应力值，则筒体竖向钢束预应力评估可以涵盖到申请的运行许可证延续期末，满足验收准则；若得到的运行许可证延续期末的预应力值小于最小设计允许预应力值，则需要进行第三步计算；步骤a)中的筒体竖向钢束为预埋有钢束测力计的预应力钢束组。

b)基于混凝土应变监测值的长期预应力预测

建立钢束预应力与混凝土应变的本构关系，计算预应力损失并进行趋势分析，外推至申请的运行许可证延续期末，如果运行许可证延续期末的预应力值不小于最小设计允许预应力值，则筒体竖向钢束、筒体水平钢束和穹顶钢束预应力评估可以涵盖到申请的运行许可证延续期末，满足验收准则；若运行许可证延续期末的预应力值小于最小设计允许预应力值，则需要进行第三步计算；步骤b)中的筒体竖向钢束为没有预埋钢束测力计的预应力钢束组。

3)修正最小设计允许预应力值，并重新计算

通过分析原设计中采取的保守条件和简化假设来降低最小设计允许预应力值，重新分析验证现有的时限老化分析是否可涵盖至运行许可证延续期末期；若得到的预应力预测值大于修正后的最小设计允许预应力值，则满足验收准则；若不然，则需要开展第四步工作；

4)加强老化管理

采取措施加强老化管理，并持续跟踪和分析，以确保在申请的运行许可证延续期内安全壳钢束预应力满足要求，满足验收准则。

根据本发明的一些优选实施方面，对于预埋有钢束测力计的钢束，采用步骤a)进行长期预应力预测分析；对于剩余的未预埋有钢束测力计的钢束，采用步骤b)进行长期预应力预测分析。

根据本发明的一些优选实施方面，步骤b)中预应力与混凝土应变的本构关系如下式所示：

Δσ＝Δσs+E×εc+s

式中，Δσ为预应力时变损失值；Δσs为钢束应力松弛值；E为钢束弹性模量；εc+s为混凝土的收缩与徐变，即混凝土的应变监测值。

根据本发明的一些优选实施方面，步骤b)中基于混凝土应变监测值展开预应力时变分析计算，主要步骤如下：

1)根据原设计文件计算钢束松弛导致的预应力损失最终值；

2)整理钢束张拉结束后所测得的混凝土应变监测值εc+s；

3)应变监测值εc+s乘以E，即计算因混凝土收缩与徐变导致的预应力损失值；

4)钢束张拉结束后的预应力值减去步骤1)和3)的预应力损失值即为长期预应力时变值。

根据本发明的一些优选实施方面，混凝土应变监测值εc+s的选取规则如下：筒体钢束应取筒体竖直和水平取变形量最大处筒壁内外层应变平均值，穹顶钢束则取最危险截面处的平均应变值。

根据本发明的一些优选实施方面，步骤3)中修正最小设计允许预应力值包括如下步骤：采用混凝土、钢束、钢筋的材料力学和物理性能试验以及安全壳打压试验确定安全壳结构的实际状态参数，采用原设计标准基于实际参数重新计算确定最小设计允许预应力值。

根据本发明的一些优选实施方面，所述状态参数包括钢筋或钢束间距、安全壳弹性模量、混凝土抗压强度、泊松比、混凝土相对湿度和温度。

根据本发明的一些优选实施方面，步骤2)中的监测值在进行趋势分析前需对异常数据进行剔除处理，处理方法与原则如下：

1)监测值大于张拉结束后最大理论应力的需要剔除；

2)测试过程中发现数据波动较大值的需要剔除，即相邻两次变动值不能超过温度效应、收缩与徐变的波动性和测试精度误差引起的变化之和。

由于采用了以上的技术方案，相较于现有技术，本发明的有益之处在于：本发明的压水堆安全壳钢束预应力时限老化分析方法，基于已有的安全壳混凝土预应力和应变监测值开展分析，充分结合安全壳当前和历史状态数据，分析流程简洁、预测精准度高且符合安全壳的实际服役工况。

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明优选实施例中压水堆安全壳钢束预应力时限老化分析方法的逻辑流程示意图；

图2为本发明优选实施例中安全壳预应力监测值线性回归分析示意图

图3为本发明优选实施例中安全壳混凝土应变分析与评估示意图。

为了使本技术领域的人员更好地理解本发明的技术方案，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分的实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本发明保护的范围。

本发明的目的是建立国内压水堆灌浆预应力混凝土安全壳钢束预应力时限老化分析流程，并结合CPR1000/M310堆型安全壳结构，开展预应力时限老化分析，应用于其长寿期服役过程中的预应力损失评价与预测和核电厂延寿论证过程中。

具体的，本实施例中的安全壳钢束预应力时限老化分析方法包括如下步骤：

1)第一步：原设计分析核实：

梳理、核实原设计文件，确认原预应力损失计算过程中，服役时间是否能覆盖至服役60年，即在考虑长期收缩与徐变损失时，服役时间参数t取值大于或等于60年。若能覆盖，则满足验收准则(i)；若不满足，则需要展开第二步计算。

2)第二步：基于监测值开展预应力分析与预测

a)基于预应力监测值的长期预应力预测分析

基于1号机组4根监测预应力竖向钢束(筒体竖向18、54、90、126号钢束)长期监测值开展趋势分析，分析方法参照RG 1.35.1和NRC IN 99-10。采用线性回归分析方法(单对数拟合)，分别对4根钢束预应力监测数据进行趋势分析，外推至服役60年，预测服役60年时筒体竖向钢束预应力值是否仍大于最小设计允许预应力值(MRV)。

如图2所示，安全壳预应力值与时间的对数呈线性关系，针对每根监测钢束分别统计所有的预应力监测数值(见图2中“▼”)，采用线性回归分析方法进行分析，得出回归分析拟合线(见图2中斜直线)，外推至60年评价预应力预测值是否仍大于MRV。

b)基于混凝土应变监测值的长期预应力预测

筒体水平方向钢束和穹顶预应力钢束，由于并未布置预应力值监测装置，主要基于混凝土应变监测值展开趋势分析，首先需要建立预应力与混凝土应变的关系，根据混凝土应变增量计算预应力损失，从而预测服役60年时后筒体水平和穹顶预应力值是否仍大于MRV。

针对竖直方向的钢束，可以采用步骤a)中安装有预应力监测装置的竖向钢束作为代表进行预测，或者采用步骤b)中的方法基于混凝土应变监测值进行预测。

若基于以上计算分析结果同时证明预测服役60年时筒体竖向钢束、筒体水平钢束、和穹顶钢束预应力值仍大于MRV，则证明服役60年时安全壳钢束预应力仍大于MRV，满足验收准则(ii)的要求；若不然，则需要开展第三步重新计算工作。

对未预埋有钢束测力计的预应力钢束组，不能采用预应力监测值进行长期预测。对于此类钢束，采用基于混凝土应变监测值的长期预应力预测方法，预应力损失与混凝土应变的本构关系如下

Δσ＝Δσs+E×εc+s

式中，Δσ—预应力时变损失值；Δσs—钢束应力松弛值；E—钢束弹性模量；εc+s—混凝土收缩与徐变。

若经分析安全壳钢束应力松弛设计值有较大安全裕度，取理论设计计算钢束应力松弛最大值较为保守。EAU系统中应变计监测混凝土的收缩与徐变产生的应变量，这样利用应变监测值即可计算因收缩与徐变导致的预应力时变损失值：

基于应变监测值展开预应力时变分析计算，主要步骤如下：

a)根据原设计文件计算钢束松弛导致的预应力损失最终值；

b)整理钢束张拉结束后所测得的混凝土应变监测值εc+s，基于保守考虑，应取筒体竖直和水平取变形量最大处筒壁内外层应变平均值，穹顶则取最危险截面平均应变值；

c)应变监测εc+s值乘以E，即计算因混凝土收缩与徐变导致的预应力损失值；

d)钢束张拉结束后的预应力值减去1)和3)步骤的预应力损失值即长期预应力时变值；

依照确定的原设计标准或近似标准拟合计算预测服役至60年时预应力值是否仍大于MRV。

如图3所示，安全壳预应力钢束张拉结束后，长期收缩与徐变导致的混凝土结构应变增加，收缩和徐变过大会导致预应力损失过大，因此，需要分析混应变是否小于原设计计算的收缩与徐变最大值。分析方法如下：

①参照原设计所依据的混凝土收缩与徐变标准计算应变随时间变化的曲线(简称“理论应变时变曲线”)，见图3中曲线所示；

②将应变监测值(见图3中圆点)与理论应变时变曲线进行对比，分析应变监测值是否小于原设计计算的收缩与徐变最大值。若小于，则满足原设计要求；若大于理论计算值，需要进一步专项评估，分析收缩和徐变过大会导致预应力低于MRV。

另一方面，由于测试方法、测试仪器的故障、测试人员的变化、计算参数的选择以及其它偶然因素，造成在测试过程中测试数据偶尔存在较大的波动或异常，预应力监测值和混凝土应变监测值都在应用前应进行识别和处理，去除明显异常值，包括测试错误值、干扰值等，简化处理方法与原则如下：

A.监测值大于张拉结束后最大理论应力的应剔除，主要考虑了预应力的瞬时损失，即摩擦损失和弹性变形损失，根据设计文件和实际EAU3000h张拉数据可知，张拉结束后的初始预应力一般应不大于1315MPa；

B.测试过程中发现数据波动较大值(包括EAU监测应变转换预应力值)也应剔除，即相邻两次(即相隔3个月)变动值不能超过温度效应、收缩与徐变的波动性(±30％)和测试精度误差引起的变化之和，约12MPa；

C.长期监测过程中因部分传感器故障必须改变计算参数或方法而导致的数据“断崖式”陡然变化不在数据剔除范围之内。

3)第三步：修正MRV，重新计算

根据安全壳结构实际结构特征与状态参数，展开相关计算工作。采用混凝土、钢束、钢筋等材料力学和物理性能试验和安全壳打压试验或其它功能检测确定的安全壳结构实际状态参数，如钢筋或钢束间距、安全壳弹性模量E、混凝土抗压强度(f)、泊松比(ν)混凝土相对湿度(RH)和温度(T)等参数，采用原设计标准基于实际参数重新计算确定MRV值，将第三步计算得到服役60年时筒体竖向、筒体水平和穹顶预应力预测值与修正后MRV进行比较。若预应力预测值大于修正后的MRV，则仍满足验收准则(ii)的要求；若不然，则需要承诺开展第四步工作。

4)第四步：加强型老化管理

如果以上三步计算结果都无法证明服役60年时安全壳钢束预应力值仍能满足设计要求，则需要开展加强型老化管理，即后续向核安全局承诺，实施加强型老化管理，如在安全壳外表面增加监测装置，增加监测数据读取频率、安全壳打压试验试验周期缩短为5年等，满足验收准则(iii)的要求。

上述的三种准则的具体内容如下：

i)在申请的许可证延续期内，分析仍然有效；

ii)分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期；

iii)在申请的许可证延续期内能够充分地管理老化对预定功能的影响。

本发明建立相应的评价方法与流程，以应用安全壳的长寿期服役预应力损失评价和核电厂许可证延续申请论证中。

上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围。凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。