安全壳混凝土结构因其特殊性，对其耐久性方面研究成果较少 ，而碳化作用作为混凝土老化的主要机理之一，应进行重 点研究。对安全壳混凝土试块进行快速碳化试验 ，取得不同龄期下安全壳混凝土碳化深度的变化规律 ；基于此规律 ，结合安全壳 的实际环境因素 ，得出安全壳碳化深度随机预测模型。以碳化深度到达保护层厚度作为失效标志，使用 MonteCarlo模拟得到不 同服役年限下安全壳的失效概率，并拟合得出安全壳碳化失效随机概率预测模型。 关键词 ：安全壳；碳化；失效概率；预测模型 中图分 类号 ：TU528，01 文献 标志 码 ：A 文章 编 号 ：1002—3550(2015)03—0021一o2 Study on durability ofcontainmentconcretestructure undertheaction of carbonation KONG Xianglong，LIAOKaixing，TANG ~ ijie，LIYi，TIWenxin (DepartmentofAgeingManagement，SuzhouNuclearPowerResearchInstitute，Suzhou215004，China) Abstract：Theresearch achievementsofcontainmentconcretestructuredurabilityislessduetoitsparticularity，andcarbonationshould befocusedon asisoneofthemainmechanism ofconcre~ aging．Thechangeregulationofconcretccarbonationdepth atdifferentages wasobtained bythefastcarbonization ~stingoncontainmentcoflcre~ specimens，basedon thismgulation，combining theactualenvi— ronmentalfactorsofcontainm ent，therandom predictionmodelofcontainmentcarbonizationdepth wasobtained．Makingthecarbonation depth reachestheprotectionlayerthicknessasafailureindicate，thefailureprobabifityofcontainm entatdiferentservicelifewasrespec— tivelygivenbyMonteCarlosimulationandtherandom predictionmodelforcontainmentcarbonizationfailurewasobtainedby fitting． Keywords：containment；carbonation；failureprobability；predictionmod el 0 引言安全壳是继核燃料包壳 、一回路压力边界之后核反应 堆 的第三道也是最后一道安全屏 障，其功能是 当一 回路管 道发生破裂 、造成失 水事故时 ，将事故 中的裂变产物 限制 和消除在其 内部。由于其不 可更换 ，其安全状态直接决 定 了核反应堆服役寿命 。 核电站安全壳混凝土结构因其对安全性 、整体性及密 封性等方面的考虑 ，在材料 、结构及功能上 均有别于普 通 混凝土结构 ，有必要对其 耐久性进行单 独重点研究 ，取 得 安全壳混凝土结构在碳化 、氯离子侵蚀等 因素作用下性能 劣化的规律 ，为预测安全壳失效概率乃至剩余 寿命提供依 据 。碳化作用是引起混凝土性能劣化最为普遍和重要 的因 素之一 ，本研究在对安全壳混凝土试块 进行快 速碳化试验 的基础上 ，开展安全壳混凝土结构碳化失效规律 的研究 。 1 快速 碳 化 试 验 1．1 试验材料及配合 比 为了尽可能模拟某核电厂安全壳混凝 土的真实情况 ， 试验用混凝土的配制强度为 C50，原材料除生产场地不 同 收稿 日期 ：2014—08—28 基金 项 目 ：国家高技术 研究 发展计 划(863计划 )(2012AA050901) 外 ，其余 规格都相 同 ：水泥采 用珠江粤绣 P·Ⅱ42．5级水 泥 ；粉煤灰为珠 江 电厂商 品 I级粉煤灰 ；粗 骨料分别采 用 粒径 5-16rnln和 16～31。5mlTl的连续级配 的小石 和大石 ； 细骨料采用粒径 0．16～5rain的中砂 ；外 加剂采 用江苏博 特公司生产 的 JM —VIII。试验 采用 150mm x150mlTlX 150rllnl的立方体试件 ，水胶 比为 0

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