核电是一种公认的清洁能源，是调整我国主要依赖火力发电,走向电力供给多元化的必由选择。

    核电发展的前提是安全。核电站安全壳是核反应堆的安全维护系统，是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障，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，防止放射性物质不受控制的扩散到周边环境中。

    同时安全壳结构也是保护核反应堆防止外来物体冲击和碰撞的安全防护结构。安全壳在核电站运行寿期内不可更换。因此，安全壳系统在整个服役寿期内的整体性能和密封性能是核电站安全环保运行的重要保障。

    截止到2018年的统计数据，全世界共建超过600台核电机组，仍在运行的有450台，永久停运173台，为全世界提供超过10%的电力。我国第一座核电站是1991年投产的秦山一期，功率为30万kW，是我国自主设计、自主建造的。到2019年底，我国将有45台机组投入运行，年发电量2944亿kWh，占全国总发电量4.77%；目前尚有15台机组在建。到2020年计划发电量要达4000万kW，还有1800万kW左右核电机组在建。按国家能源局的规划，到2030年我 国核电装机容量要达2亿kW，到2050年要达4~5亿kW，发展前景十分远大。

    安全壳一般直径30～40m，高50～60m，壁厚1~2m，由筒体加穹顶组成的高大建筑。它于1953年首次在美国西密尔顿的诺尔斯核反应堆研究所的反应堆装置上得到了应用。安全壳构筑物应承受的主要荷载是其内部包容的一回路发生失水事故时所产生高温和高压（一般100～150℃，0.15～0.4Mpa）。核电站反应堆安全壳的结构形式有钢结构、钢筋混凝土结构、部分预应力混凝土结构、全部预应力混凝土结构以及双层安全壳结构。

    为确保安全壳系统的安全可靠，必须在设计建造、竣工验收、安全服役以及后期延寿的全过程中，对其进行持续的安全检测评估。

    安全壳服役周期分为三个阶段，建造阶段、服役阶段和延期服役阶段。建造阶段主要解决如何检测和评估安全壳结构在失水事故工况下的整体性能和密封性能；服役阶段如何监测和评估预应力的长期损失性能；运行后期如何评估其老化状态。

    我们的核电站安全壳结构安全检测评估技术团队成立于1987年，自我国第一座秦山核电站建设开始，在30多年的时间里，在核电站安全壳系统全寿期检测、监测及可靠性评定技术领域坚持自主创新，取得了系统的理论和应用成果，开创了我国核电站安全壳检测评估的新领域，为我国核电站安全运行提供了重要保障。

    该团队在国内率先发明了可用于核电站安全壳结构安全检测的永久性测试仪表、数据采集系统和分析软件，开发出了用于安全壳结构验收评估的专用软件；实现了仪器设备的自主化，解决了安全壳结构压力验证性试验的关键测试和评估技术，已成功应用于浙江秦山一、二、三期，以及江苏田湾、福建福清、福建宁德、海南昌江、浙江方家山、辽宁红岩河、广东岭澳、阳江、台山等50余座核电站。

    该团队采用了数字仿真技术模拟大体积混凝土的温度场和应力场，通过信息化监控技术实施动态化的养护措施，解决了核岛大体积混凝土的温度裂缝问题。并已在浙江三门、山东海阳、辽宁红岩河、广东阳江、福建宁德等20余座核电站安全壳基础底板大体积混凝土施工中得到应用。

    该团队利用拉普拉斯理论，建立了通过温度、湿度、压力计算泄漏率的数学模型，在此基础上，发明了密封性能测试系统和泄漏率评估技术，解决了安全壳密封性能检测和泄漏率评估的技术难题；并已在秦山一、二、三期，江苏田湾，福建福清，福建宁德，海南昌江，浙江方家山，巴基斯坦恰希玛等50余座核电站推广应用。

    该团队发明了预应力孔道高温灌油（蜡）关键技术，实现了安全壳群锚多根钢绞线的无粘结工作状态，解决了无粘结预应力值长期损失的监测难题；发明了基于光纤光栅的智能钢绞线技术，解决了有粘结预应力值长期损失的监测难题；为安全壳结构在役期间的安全裕度评估提供了保障；并已在秦山二期，江苏田湾，福建福清，海南昌江，浙江方家山，辽宁巴基斯坦恰希玛等20余座核电站投入应用。

    该团队在国内外第一次提出了安全壳结构耐久性的问题，发明了基于事故树理论的老化评估技术，建立了影响安全壳结构耐久性关键因素的数据库，提出了一套完整的安全壳结构老化管理方法，解决了安全壳延期服役的技术难题。并已在秦山一、二、三期，江苏田湾，福建福清等20余座核电站投入应用

    经过30多年的不懈努力，我国已建立了一套完整的适用于核电站反应堆安全壳系统全寿期检测评估关键技术，并已在国内所有核电项目中推广应用，形成了自主知识产权，完全实现了自主化，摆脱了对国外技术的依赖。

    （作者系中冶建筑研究总院有限公司副总工程师，中国合格评定国家实验室认可委员会主任评审员，中国钢结构协会核电钢结构分会秘书长）