核电站安全壳、燃料厂房内的涂层一旦在事故工况下大面积剥落，可能堵塞地坑滤网，威胁应急堆芯冷却系统安全。因此，核级涂料必须通过一系列极端工况模拟试验，才能获得应用许可。这类检测是普通防腐涂料所不涉及的，具有极强的专业性和特殊性。

检测范围

• 核电站安全壳钢衬里及混凝土内表面用涂层

• 燃料厂房、辅助厂房专用可去污涂层

• 安全壳内钢结构防火及防腐涂料

• 核级无机富锌底漆（作为安全壳钢衬底保持层）

• 核电站钢结构、设备外部耐辐照涂层

主要检测标准

• 国内标准：NB/T 20037《核电厂安全壳内涂层》、GB/T 50557《核电厂工程结构设计规范》中涂层相关章节

• 国际参考：ASTM D3911（DBA试验）、ASTM D4082（辐照对涂层的影响）、ASTM D5144（核电站涂层选择和评价标准指南）

• 方法标准：GB/T 5210（拉开法附着力）、GB/T 1771（耐盐雾）、GB/T 1740（耐湿热）、耐辐照试验方法可参照ASTM D4082及相关标准

核心特异性检测项目

• 设计基准事故（DBA）试验：这是核级涂层的标志性试验。模拟失水事故（LOCA）或主蒸汽管道破裂（MSLB）时的高温高压蒸汽及化学喷淋环境，将涂层试样暴露于快速升温至规定温度（如约160℃）的饱和蒸汽和化学溶液（含硼酸等）中，再快速降压冷却，整个过程按设定的温压曲线完成。事后检查涂层有无起泡、剥落、龟裂，并测试附着力保留率。

• 去污性：在涂层表面涂布含放射性模拟核素的污染液，干燥后用擦拭法或水洗法去污，测量去污前后的放射性计数比，计算去污因子或去污率。涂层必须易于去除放射性污染物，减少工作人员受照剂量。

• 耐辐照性能：将涂层试板暴露于设定累积剂量的γ射线或电子束辐照后，检查外观并测试附着力、柔韧性等力学性能变化。核电站用涂层在寿期内累计吸收剂量可达到数十兆戈瑞级别，耐辐照是基础要求。

• 火焰传播与烟密度：安全壳内涂层必须有良好的阻燃性和低烟毒性，需进行火焰传播指数和烟密度测试，满足核电消防规范。

• 附着力（拉开法）：除初始附着力外，核级涂层更关注经受DBA、辐照、热老化、化学浸泡等单项或组合条件后的残余附着力是否达到规定的最低值。

试验方法简述

DBA试验在专用高压釜内进行，按预设程序精准控制温度和压力升降速率，试验介质的水化学组分须与核电站事故工况下的喷淋液一致。试验结束后在规定时间内目视检查并完成附着力拉拔。去污性试验采用标准污染液（如含Cs-137示踪剂），滴加、干燥后用清洁布擦拭，用γ谱仪或液闪计数仪测量，计算去污系数。

上海百检检测中心的协调能力

上海百检检测中心可协调具备核级涂层测试能力的实验室资源，为核电站涂料供应商、设计院及业主单位提供DBA试验、去污性、耐辐照等专项检测服务，也可参与核级涂层体系的筛选评价和失效分析，出具满足核电质保大纲要求的检测报告。

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