[发明专利]一种核电厂安全壳混凝土留样方法

说明书

本发明涉及一种核电厂安全壳混凝土留样方法，包括以下步骤：(1)制作混凝土试块，混凝土试块的大小设计为150mm*150mm*150mm；将混凝土试块的5个面进行油漆涂装，留1个面暴露于自然环境中；(2)将涂装后的混凝土试块，按6组均匀分布在安全壳穹顶最外侧环廊上，每组2层，每层12个；其中，上层试块的暴露面指向天空以模拟穹顶，下层试块的暴露面指向安全壳筒体的外侧以模拟筒体；(3)按照取样计划定期取样检测，每次每组试块的上下两层各取1个，6组共取12个。本发明具有以下优点：1)与安全壳混凝土材料同批次、同型号、同环境，检测结果具备代表性；2)使用留样试块进行破损检测，避免对安全壳本体的破损。

技术领域

本发明属于核电厂安全壳建设领域，具体涉及一种核电厂安全壳混凝土留样方法。

背景技术

安全壳为抗震I类、安全2级构筑物，是继核燃料包壳、反应堆压力容器之外的第三道核安全屏障。根据《核动力厂设计安全规定》(HAF102)中的规定，安全壳的功能是在运行状态及事故工况下屏蔽辐射并且包容放射性物质，保护反应堆使其免受外部自然事件和人为事件的影响。但核电厂安全壳在长期服役期间不可避免会发生各种老化劣化问题，且随着服役年限增加存在老化劣化速率加快的趋势。

安全壳的全寿期管理需要定期进行全面的老化检测以评价其当前老化状态并预测其长期的耐久性能。一方面，碳化深度、氯离子扩散系数、氯离子含量、抗压强度等参数均需进行安全壳表面破损才能检测，而对于核电厂安全壳的老化检测应尽量避免破坏性试验，以保证核安全屏障的完整性；另一方面，若无法破损取样而造成检测评估上的缺项，则又会影响安全壳混凝土老化状态评估的全面性和准确性，进一步影响核电厂整体安全性的评价。因此，寻求一种既能开展破损试验又对安全壳本体没有影响的措施与方法是有必要的。

发明内容

本发明的目的在于：一种安全壳混凝土留样方法，采用与安全壳混凝土材料、配合比、制作条件和养护条件相同的混凝土试样，置于相同的服役环境下，以替代破损检测所必须的混凝土芯样。通过定期取样的破损检测，结合安全壳实体结构上的无损检测，可全面评估安全壳的老化状态和预测老化趋势。

本发明的技术方案如下：一种核电厂安全壳混凝土留样方法，包括以下步骤：

(1)制作混凝土试块，根据破损检测的需求，混凝土试块的大小设计为150mm*150mm*150mm；将混凝土试块的5个面进行油漆涂装，留1个面暴露于自然环境中，以模拟墙面在自然环境中的状态；

(2)以安全壳穹顶的爬梯为基准点，将涂装后的混凝土试块，按6组均匀分布在安全壳穹顶最外侧环廊上，每组2层，每层12个；其中，上层试块的暴露面指向天空以模拟穹顶，下层试块的暴露面指向安全壳筒体的外侧以模拟筒体；

(3)按照取样计划定期取样检测，每次每组试块的上下两层各取1个，6组共取12个，以代表穹顶和筒体的六个方向上的混凝土随时间变化的情况。

进一步的，步骤(1)中，所述的油漆涂装，首先涂覆1道环氧聚酰胺底漆，厚度80-100um；其次涂覆2道聚氨酯面漆，每道厚度60-80um；油漆总膜厚200-260um；面漆颜色选择色卡号为RAL7035的浅灰色或与安全壳混凝土表面接近的颜色，避免使用深色面漆涂覆造成混凝土过度吸热影响性能。

进一步的，步骤(2)中，在每组混凝土试块附近设置警示牌，防止碰撞、破坏或丢弃。

进一步的，步骤(3)中，所述的检测项目包括抗压强度、碳化深度、氯离子含量和扩散系数及孔隙结构的检测。

进一步的，步骤(3)中，所述的取样过程中需保证混凝土试块的清洁和完整，以免影响检测数据的准确性。

进一步的，步骤(3)中，所述的取样计划为：首次选12个制作好的混凝土试块直接进行检测，接下来每隔5年检测一次，连续检测至第60年，共13次。