2025年11月13日，建研院检测中心有限公司检测七院院长赵有山在深圳核博会核电数字·生态·科技论坛，筑牢工程质量基石 助力核电安全运维专题环节发表《在役安全壳与退役堆本体的结构检测监测：技术挑战与工程实践》主旨报告。
报告围绕核电在役安全壳与退役堆本体的结构检测监测，说明行业快速发展、机组延寿和安全要求提升带来的技术需求。报告总结了检测精度、环境适应性、数据融合、全生命周期管理和预警能力等挑战，并通过在役安全壳整体性试验和退役堆本体鉴定两个工程案例展示实践方法与结论。最后提出未来应发展智能传感、统一数据标准、多源融合、AI预测性维护和数字化退役。
关键点
1. 报告主题与定位（00:00）
报告主题为在役安全壳与退役堆本体的结构检测监测技术挑战与工程实践，演讲者从工程技术角度分享核电运维和退役阶段的检测监测工作。
2. 报告内容框架（01:07）
报告分为行业发展需求、技术挑战、两个工程实践以及总结展望四个部分，重点围绕核电结构安全检测监测的需求、难点和应用案例展开。
3. 核电发展带来检测监测需求（01:28）
我国核电进入快速发展阶段，核电在国家能源战略中处于重要位置。政策强调安全有序发展核电，相关蓝皮书显示在运、在建和核准建设机组规模持续扩大，核电规模有望保持世界领先。
4. 机组延寿与运维数据不足形成新挑战（02:56）
多个国家出台核电机组延寿政策，部分机组寻求达到更长运行周期。我国核电规模领先，但平均运行年龄较低，长期运维数据积累不足，加之重大核事故警示和“双碳”背景，使安全壳完整性和结构监测更加重要。
5. 安全壳与退役堆本体的检测对象（05:14）
安全壳是防止放射性物质外逸的核反应堆保护结构，需要定期检测维护；退役堆本体是退役阶段含有放射性寄存物的不可移动核心部件整体。这两类结构的检测鉴定面临多维技术挑战。
6. 系统维度的技术挑战（05:52）
现有无损检测技术难以识别早期微观损伤，复杂构件和高辐射环境进一步增加难度。高温高湿和强辐射影响预埋设备存活率，环境干扰会造成数据偏差，现有结构评估方法也难以充分证明延寿期间结构承受超设计基准荷载的能力。
7. 工程实施与数据体系挑战（06:51）
不同系统的数据标准和接口协议不统一，导致多源监测数据难以高效融合；设计、建造、运行、退役各阶段信息割裂，缺乏全生命周期统一数据标准和可视化平台。检测仍较依赖人工，机器人应用不足，检测耗时长、成本高，预警多停留在阈值报警，趋势预测能力薄弱。
8. 在役安全壳整体性试验目标（08:35）
第一个工程实践为某在役华龙一号机组安全壳结构整体性试验，目标是在不同压力平台下监测内层安全壳穹顶变形、设备阀门变形和环廊变形，以评估结构性能。
9. 安全壳外观与裂缝检测结果（09:21）
试验通过外观检测、敲击探测、灯光直射、钢板厚度检测等方法检查内衬表面、鼓包和裂缝，并用坐标和颜色区分打压前后状态。打压前后裂缝总长度由253米增加到261米，新增裂缝宽度为0.03至0.06毫米；综合初始、最高压力平台和泄压后检测，未发现影响结构安全的外观缺陷。
10. 穹顶挠度监测与温度修正（13:03）
针对日照和昼夜温差导致的穹顶位移偏差，试验在外侧穹顶中心布置切向应变片，建立应变与镜像位移的数学映射关系，并通过回归模型和残差检验修正温度影响。结果显示该方法可减小内侧穹顶位移测量误差，卸压后位移基本归零，说明结构处于弹性状态。
11. 环廊沉降和阀门变形监测（16:44）
环廊沉降采用自动化监测系统，每7.5米布置监测点，并使用磁致伸缩、静力水准仪和数显百分表进行实时监测，最大高程变化为0.22毫米，结构保持良好稳定性。设备阀门附近布置传感器监测位移，最大位移为0.071毫米，位移与打压曲线基本一致，符合预期。
12. 退役堆本体检测工程实践（18:30）
第二个工程案例为退役堆本体结构检测，目的是在拆除污染部分后尽可能保留堆本体。检测工作包括混凝土抗压强度抽样、钢筋配置检测、侧向位移测量和外观质量检测。
13. 退役堆本体实测结果（19:16）
混凝土强度采用回弹法检测，堆本体表面抗压强度最小值为20.3兆帕，洞口部位最小值为30.7兆帕，满足设计要求。钢筋直径实测约11.73毫米，满足12毫米设计要求；侧向位移最大值为1/256，满足相关标准限值；外观裂缝主要为抹灰层裂缝，未见明显钢筋锈蚀和不均匀沉降引起的倾斜变形。
14. 承载力、抗震和可靠性鉴定（21:08）
鉴定包括承载力、可靠性和抗震三个方面，采用现场检测强度和现行规范，并使用PKPM软件建模验算。结构承载力和抗震性能满足相关规范要求，安全性鉴定和实用性鉴定均为B级，整体使用安全和正常使用不受影响。
15. 总结与未来方向（23:01）
两个工程实践形成了在役结构监测体系和退役结构检测体系：前者强调多仪器协同、数据对比和专项修正，后者强调合规检测流程、承载力验算和可靠性鉴定。未来应部署适应恶劣环境的先进传感器，构建智能传感网络和全生命周期监测平台，统一数据与接口标准，推进多源数据融合、AI预测性维护和数字化退役。
时间线
00:00 - 主持人介绍演讲嘉宾和报告题目，随后演讲者说明将从工程技术角度分享核电安全壳和退役堆本体的检测监测实践。
01:07 - 报告先交代整体结构，并从国家政策、核电规模扩大、机组延寿和安全要求提升等方面阐述行业发展需求。
05:14 - 演讲进入技术挑战部分，先界定安全壳和退役堆本体两个检测对象，再分析检测精度、环境适应性、数据可靠性和结构评估等系统性难题。
06:51 - 报告进一步讨论工程实施层面的障碍，包括数据孤岛、生命周期信息割裂、可视化不足、软件体系依赖、人工检测效率低和早期预警能力不足。
08:35 - 第一个工程实践聚焦在役安全壳整体性试验，围绕外观裂缝、穹顶挠度、环廊沉降和阀门变形等监测内容展开。
18:30 - 第二个工程实践转向退役堆本体结构鉴定，介绍混凝土强度、钢筋配置、侧向位移、外观质量以及承载力和可靠性评估过程。
23:01 - 最后总结两个案例形成的检测监测体系，并展望智能传感、数据标准化、多源融合、AI预测性维护和数字化退役等发展方向。
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在役安全壳与退役堆本体检测监测技术加速升级，支撑核电安全高质量发展
赵有山围绕“在役安全壳与退役堆本体的结构检测、监测技术挑战及工程实践”展开报告，重点梳理了核电行业发展需求、结构检测监测面临的关键难题，以及在役安全壳整体性试验和退役堆本体结构检测两个工程案例。报告指出，核电作为国家能源战略的重要支柱和清洁稳定能源，在“双碳”目标和能源安全要求下正进入安全有序、规模扩大的高质量发展阶段。随着我国在运、在建及核准建设机组持续增加，华龙一号、CAP1000、高温气冷堆等多种技术路线并行发展，核电结构长期服役安全、延寿评估和退役阶段结构鉴定的重要性日益凸显。
在行业需求方面，国际上美国、法国、比利时、匈牙利等国家已推动核电机组延寿政策，说明核电结构在长期运行中的安全评价已成为全球共性议题。我国核电平均运行年限相对较短，长期运维数据积累不足，安全壳完整性、结构可靠性、服役状态监测和寿命评估仍面临大量技术需求。切尔诺贝利、福岛等核事故也进一步强化了行业对安全壳作为最后屏障的关注，要求检测监测技术不仅能发现显性缺陷，更要具备识别早期损伤、评估结构安全边界和支撑应急决策的能力。
报告分析认为，核电关键结构检测监测的对象主要包括在役安全壳和退役堆本体。安全壳是防止放射性物质外逸的密闭屏障，需要在运行期间接受持续检测和定期维护；退役堆本体则属于退役阶段仍可能含有放射性残留的不可移动核心结构，其拆除、保留或再利用都必须建立在可靠的结构检测和鉴定基础上。当前技术挑战既来自检测技术本身，也来自工程实施体系。现有无损检测方法对早期微观损伤识别能力有限，在复杂构件、高辐射、高温高湿环境下应用难度更大；预埋设备存活率、监测数据准确性、自然环境干扰修正以及老化结构安全边界评估，也都制约着检测监测结果的可靠性。
在工程实施层面，报告特别指出了系统孤岛、全生命周期信息割裂、可视化能力不足、软件体系重复建设和核心算法依赖国外等问题。核电结构从设计、建造、运行到退役经历周期长、数据类型复杂，如果缺乏统一的数据标准和接口协议，监测数据、检测报告、运行历史与结构模型就难以形成可追溯的数据链。同时，当前检测作业仍较依赖人工，机器人和智能识别技术尚未充分普及，阈值报警仍是主要预警方式，缺乏基于趋势预测和风险演化的早期预警能力。核电维护窗口有限，检测耗时增加也会带来停机损失，因此提高检测效率、降低人工风险和提升智能化水平成为迫切方向。
在某华龙一号机组安全壳整体性试验案例中，检测团队围绕不同压力平台下穹顶、设备阀门、预应力环廊等关键部位的变形状态开展监测，以评估安全壳整体结构性能。外观检测中，团队对内衬表面、鼓包位置与面积、钢板厚度等进行全面检查，采用敲击探测、灯光直射、钢卷尺和超声波测厚仪等方法，并用颜色区分打压前后状态。鼓包位置通过编号和XY坐标精确定位，面积采用近似椭圆公式估算。试验结果显示，打压前后裂缝总长度由约253米增加至约261米，新增和变化主要集中在桶身与穹顶部位，但裂缝宽度总体稳定，最高压力平台及泄压后均未发现影响结构安全的外观缺陷。
在穹顶挠度监测中，团队在穹顶四个方向布置直线位移计，并在穹顶中心布置正交切向应变片，以修正温度变化对位移测量的影响。通过建立穹顶应变与位移之间的映射关系，采用回归模型和最小二乘法进行温度效应修正，验证结果显示应变与位移拟合相关性较好，残差满足检验要求，能够有效降低温度因素造成的测量误差。监测表明，泄压后位移基本归零，说明安全壳结构总体处于弹性工作状态。
预应力环廊沉降监测则采用自动化监测系统，在环廊约每7.5米布设一个监测点，共设置16个点位，并结合磁致伸缩设备、静力水准仪和数显百分表等仪器，达到约0.01毫米的测量分辨率。监测以相对稳定的上层点作为基准，通过刚性支杆和数显百分表传递测量环廊高程变化。结果显示，高程变化最大值约0.22毫米，与工程调试阶段情况相近，表明结构稳定性良好。设备阀门区域变形监测中，关键阀门附近传感器记录到的最大位移约0.071毫米，位移变化与打压过程曲线基本一致，符合预期力学行为。
退役堆本体结构检测案例则针对我国早期建造的退役堆本体展开。由于拆除污染部分后希望尽可能保留主体结构，因此需要通过现场检测、结构验算和可靠性鉴定明确其继续使用的安全基础。检测内容包括混凝土抗压强度、钢筋配置、侧向位移和外观质量等。混凝土强度采用回弹法检测，表面抗压强度最小值约20.3兆帕，洞口部位最小值约30.7兆帕，满足原设计要求；钢筋配置通过雷达检测和局部剔凿验证，实测光圆钢筋直径约11.73毫米，基本满足设计直径12毫米要求。
在变形和外观质量检查方面，检测团队使用全站仪从四个方向测量堆本体侧向位移，最大侧向位移约为1/256，小于标准限值1/200，满足使用要求。外观检查发现的抹灰层裂缝经验证不属于结构裂缝，剔凿部位钢筋未见明显锈蚀，也未发现地基不均匀沉降导致的倾斜和变形现象。随后，团队依据现行规范和现场检测获得的材料强度参数，使用PKPM软件进行结构建模与承载力验算，并考虑地震作用开展抗震鉴定。结果显示，结构承载力满足规范要求，抗震性能符合相关标准。
根据工业建筑可靠性鉴定标准，该退役堆本体的地基基础和上部承重结构综合评定后，安全性等级为B级，使用性等级也为B级；综合安全性和使用性结果，可靠性评定为二级。虽然该等级略低于现行标准下的理想状态，但不影响整体使用安全和正常使用。这一案例表明，对于退役核设施，结构检测不能仅停留在单项材料指标判断，而需要将现场检测、缺陷识别、结构建模、承载力验算、抗震鉴定和可靠性评级结合起来，形成完整的工程评价闭环。
报告提出，未来核电结构检测监测技术应向环境适应性更强、智能化程度更高、数据融合能力更完善的方向发展。一方面，需要部署能够适应高温、高湿、强辐射等恶劣环境的先进传感器，提高设备长期存活率和数据可靠性；另一方面，应构建智能传感网络，实现结构状态持续监测、异常识别和趋势研判。BIM与监测系统的融合也将成为重要方向，通过三维可视化平台把结构状态、检测结果、历史数据和风险信息直观呈现，推动形成覆盖设计、建造、运行、退役全过程的全生命周期监测体系。
在数据和应用层面，统一数据与接口标准是打破系统孤岛的关键。未来应推动不同系统、不同阶段、不同类型数据互联互通，将结构监测数据、环境参数、运行历史和检测报告进行融合分析，提高风险识别和预警准确率。随着人工智能技术发展，AI驱动的预测性维护有望从海量运行数据中挖掘结构性能退化规律，实现从故障后维修向预测性维护转变。与此同时，数字化退役和少人化、无人化作业将进一步降低辐射环境下的人工劳动强度和安全风险，为我国核电安全、高效、可持续发展提供更加坚实的技术支撑。
