摘要：核电站安全壳是一种特种构筑物,与其他建构筑物一样,安全壳具有使用寿命,其使用寿命定义为在进行科学的老化管理和有效的日常维修条件下,某些老化现象仍不可避免的发展,并最终导致安全壳失去其应有的使用功能的时间.世界各核电强国都十分重视安全壳的可靠性,在设计、建造、在役期检查和维护方面都提出了比其他结构更为严格的要求,对安全壳结构的老化探测,了解安全壳的老化现状,并对其剩余寿命进行评估是核电站在役期间安全运行的保障,也是核电站能够顺利延寿的前提.本文通过对国内外相关资料的调研,结合核电站安全壳的现场老化探测结果,对核电站安全壳的老化状态与寿命评估方法进行了探讨.rn 通过结合美国ACI209委员会在1982年报告中采用的公式与我国《公路钢筋混凝土及预应力混凝土桥涵设计规范》JTG D62-2004中推荐公式，对该核电站60年预应力损失发展趋势进行了理论计算，并绘制预应力损失经年曲线；计算曲线与钢束力实测平均值曲线吻合良好，表明该曲线可以反映核电站寿期内预应力损失的发展趋势；理论计算值与设计方提供预应力损失限值对比曲线显示，60年内预应力损失没有超过预应力损失限值的趋势，有效预应力为初始力值的92.53%，在该期限内满足设计要求。
