压水堆核电机组安全壳结构作为核电站最后一道实体安全屏障, 是保障核电安全运行的重要设施之一。安全壳结构采用预应力混凝土结构, 设计时通过施加预应力来保证安全壳结构在事故工况下具备足够的抗内压能力^[1]。安全壳结构作为最重要的构筑物之一, 确保其在整个服役周期内的安全性和可靠性显得极为重要。对于安全壳结构而言, 按照规范和法规要求, 需要定期对其开展试验验证和安全评估工作。评估的重要依据是安全壳结构内部预先埋置的测点数据, 早期安全壳结构均未建立测点数据自动化采集和实时分析系统, 主要依靠手动采集数据。随着计算机和互联网技术的发展, 大大推动了安全壳结构自动化监测系统的建立。

　　 自2011年福岛事故后, 全世界核电国家均加强了本国核电安全监管技术的研发和提升^[2,3]。鉴于安全壳结构的重要性, 本文开展了安全壳结构自动化监测系统的开发和应用工作, 在原有结构测试系统基础上, 建立了安全壳结构全测点的自动化监测系统, 并将监测系统应用于安全壳在役检查的强度试验中, 监测系统所采集的监测数据是评估安全壳结构安全性的重要数据^[4]。

　　 安全壳结构测量系统由铅垂线变位测量系统、应变测量系统、温度测量系统、水准盒沉降测量系统和预应力损失测量系统组成。其中, 铅垂线变位测量系统主要用于测量安全壳结构筒壁在径向及切向的位移变化, 变位测点均匀分布在筒身四个角度的三个不同标高处, 共计12个测点。应变测量系统主要用于测量安全壳结构应力较大区域、应力集中区域或其他重点关注区域处局部应变响应。通过在安全壳结构内部预埋振弦式传感器 (内部具有温度测量功能) 来测量混凝土的局部应变。温度测量系统主要用来测量安全壳结构内不同位置处混凝土的温度场分析, 测量数据用于传感器修正和结构温度应力计算分析, 主要采用热电偶测量混凝土内部的温度分布。水准盒沉降测量系统主要用于测量筏板基础的竖向沉降变形。通过在混凝土筏基内布设静力水准测量装置来实现对安全壳筏基沉降的监测。预应力损失测量系统主要通过在灌油钢束两端安装锚索计传感器测量预应力值变化以实现预应力损失分析^[5]。

　　 本次开发的安全壳结构自动化监测系统通过多信号自动集成技术, 实现实时监测压水堆核电机组安全壳结构响应的目标, 同时在系统中开发数据预警分析功能。

　　 该系统选取DT85G系列的主采集单元作为自动化采集装置, 由数据控制模块、数据采集模块、设备控制软件、计算机、存储器等控制器组成, 数据采集器负责获取各类传感器的信号, 通过总线系统与计算机通讯, 将测量数据传送至计算机。系统硬件原理图见图1。

　　 软件系统包括系统软件和应用软件, 其中应用软件可实现安全壳服役过程中数据实时采集、分析及评估功能。

　　 针对各项测量参数, 软件采用如下公式实现采集数据处理。

　　 安全壳铅垂线偏摆计算见下式:

　　 式中X₀, Y₀为摆锤线原始位置坐标。

　　 混凝土应变计算公式如下:

　　 式中:R_i为GK-403读数仪输出的当前模数;R_o为GK-403读数仪输出的初始模数;T_i为GK-403读数仪输出的当前温度, ℃;T_o为GK-403读数仪输出的初始温度, ℃;G为传感器的固有系数, G=2.716;CF₁, CF₂分别为传感器钢弦和混凝土的热膨胀系数, CF₁=12×10^-6/℃, CF₂=1×10^-5/℃。

　　 筏基水沉降见下式:

　　 式中:ΔH_1x为X水准盒的液位变化;R_0x为X水准盒初始读数;R_1x为X水准盒当前读数;G_x为X水准盒传感器系数;R_0ref为参考水准盒初始读数;R_1ref为参考水准盒当前读数;G_ref为参考水准盒传感器的系数。

　　 预应力计算见下式:

　　 式中:F为应力值;N₀为CV8测力计各振动线的初始频率, d Hz;N_i为试验仪表现场测量的各通道频率值;K₈为CV8校准系数。

　　 实时监测系统保留了原手动人工读数接口, 试验期间对自动化采集与原有手动采集的试验数据进行比较验证。计算表明:应变频率的偏差在0.001%量级, 温度偏差在1%左右, 铅垂线位移偏差在1%以内, 表1为筒身一个角度三个标高测点径向变位的对比结果。通过手动数据接口采集数据验证了自动化采集系统采集数据的有效性, 首先确保了自动化升级后系统的工作有效性。

　　 国内某核电机组在大修前完成了安全壳自动化监测系统的安装和调试, 进而在大修期间安全壳整体性试验中实现数据的自动化采集和分析, 在试验过程中实时监测系统并以5min/次的高频率采集数据, 完整采集到该百万千瓦级压水堆核电机组安全壳结构整体性试验期间结构变位、应变、温度、筏基沉降和预应力值随时间变化的全曲线。

　　 安全壳结构整体性试验是通过向安全壳内施加压缩空气作为试验荷载来检验安全壳结构的整体性。试验分为充压和卸压两个过程, 每一级压力平台达到后均保持恒压一定时间, 期间进行对应结构参数测量。升降压平台见图2。

　　 安全壳结构在试验压力作用下是否呈弹性状态是安全壳结构整体性评估的主要检测内容。

　　 压力试验过程中安全壳结构混凝土内埋置测点的应变是否随压力变化呈线性关系是评价安全壳结构是否处于弹性状态的重要依据。在未实现自动化监测系统前, 安全壳结构在压力试验过程中主要依靠人工在几个荷载平台进行人工读数, 在进行数据分析时具有数据点较少的不足。目前, 此次试验通过自动化监测系统实现数据连续采集后, 为评估工作带来较大帮助。

　　 图3为安全壳结构筏基层应变测点测量值随安全壳结构内充压和泄压过程的变化情况。由图3可知, 安全壳筏基应变随着安全壳内压变化保持极好的线性关系。在模拟事故工况的最高压力 (4.2bar.g) 作用下, 筏基混凝土测点最大应变在16με以内。在泄压结束后24h, 筏基混凝土应变较升压前应变变化仅为1με, 表明安全壳筏基处混凝土具有恢复弹性变形的能力。

　　 图4为安全壳结构加掖区处应变测点随安全壳结构内充压和泄压过程的变化情况。由图4可知, 安全壳加掖区处应变随安全壳内压变化具有极好的线性关系。在模拟事故工况的最高压力 (4.2bar.g) 作用下, 筏基混凝土最大应变在140με以内。此外, 在泄压结束后24h, 筏基混凝土应变较充压前应变变化较小, 安全壳筏基处混凝土呈现良好的弹性恢复能力。

　　 图5为安全壳结构筒身2个应变测点处测量值随安全壳结构内充压和泄压过程的变化情况, 每个测点分别测量了竖向和切向应变。由图5可知, 2个安全壳筒身处混凝土应变与壳内压力变化呈现良好的线性关系。在最高压平台处应变最大值在220με以内, 泄压结束24h后, 应变亦恢复至较小值, 安全壳筒身处混凝土呈现良好的弹性恢复能力。筒身处混凝土应变随试验压力保持基本应变阶梯的同时, 在不同压力平台内呈现出多处凹凸起伏, 这与筒身处混凝土受内外壳温度场作用关系较大, 为了更直观地展示监测系统采集数据功能, 上述曲线均没有做温度修正处理。

　　 综合筏基、加掖区及筒身混凝土应变分析结果可知, 基于改造后的自动化监测系统可以更直观地判断安全壳结构在压力试验过程中的弹性响应。

　　 安全壳结构自动化监测系统成功应用于某核电机组安全壳结构日常监测和整体性试验中, 该系统克服了原有安全壳重要仪表系统读数时效差、人为误差、数据量少等缺点, 具有显著的技术优势。监测系统的开发显著缩短了大修关键路径的时间, 促进机组提前发电, 带来明显的经济效益。该系统的建立为其他电站自动化监测系统的优化起到了积极的示范和推进作用。