核电站反应堆厂房筏基整体浇筑裂缝控制

以红沿河核电站反应堆厂房筏基整浇为工程实例,对CPR1000堆型核岛反应堆厂房筏基整体一次性浇筑实施进行了介绍,从混凝土原材料、入模温度、应变及温度监测、增设钢筋网等方面对大体积混凝土结构的裂缝控制与预防进行了分析。实践证明,这些措施保证了核岛筏基混凝土整体浇筑的工程质量,为类似工程提供了借鉴。     

“华龙一号”核电站大体积混凝土施工技术

"华龙一号"核电站是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代核电站,采用的是国际上最先进的单堆布置、双层安全壳结构。核电站设计中结构混凝土强度高、体积大,许多重要结构都属于大体积混凝土,因此,大体积混凝土施工质量是核电站土建建造中一个重点。本文介绍了"华龙一号"核电站反应堆厂房筏基大体积混凝土浇筑、振捣的过程控制,以及测温、应力应变检测等监控养护措施,可为类似大体积混凝土施工提供参考。     

ACP1000内部结构厂房设备地脚螺栓验算

ACP1000堆型是我国自主研制的三代堆型,内部结构厂房是反应堆厂房的重要组成部分,其位于安全壳内。内部结构厂房支承着反应堆压力容器等主回路系统设备,以及辅助系统的设备和管道。本文根据工艺提供的某设备基础荷载,按照GB 50010—2010《混凝土结构设计规范》和ACI 349—06《核安全有关的混凝土结构规范》对设备地脚螺栓进行了验算。     

核电站工程大体积混凝土防裂施工技术

一、工程概况巴基斯坦P300核电站位于沙漠边缘,要建造在砂质软弱地基上,为预防核岛部份各厂房的地基产生不均匀沉降,将反应堆厂房、核辅助厂房等五个厂房的底板组成核岛底板统一体.底板长102.6m,宽90.3m,结构层最薄处为1.7m,最厚处为14.35m,混凝土量为25234m~3,混凝土强度等级为C30(90d),混凝土的抗渗等级为5B;常规岛筏基由汽机底板与厂房筏基两者组成常规岛底板统一体,汽机底板位于筏基之中,筏基长93.5m、宽49.7m,混凝土厚度2.5m/凝土为8982m~3.汽基底板长56.85m,宽24m,厚4m,混凝土量为4320m~3,混凝土强度等级为C20(60d).对上面两个底板的混凝土要求8月1日开始浇筑第一罐到次年的2月底浇筑完,这期间的空气温度最高可达48℃,最低为-0.5℃.给混凝土的保湿和保温造成很大的困难.设计只允许在混凝土垫层上面空铺油毡作滑动层,不允许留伸缩缝,质量要求高,如何解决在这样恶劣环境中施工这样大体积混凝土不裂的问题,的确是一个较大的技术难题.二、施工前的技术准备工作针对工程的特点和所处的环境以及设计对此大体积混凝土提出的水泥用量控制在300kg/m~3左右;入模温度控制在≤32℃;混凝土内外温差控制在26℃左右;测温点平均降温速率宜控制在1～2℃/天等要求,在施工前作了大量的技术准备工     

秦山核电厂安全壳预应力孔道灌浆试验

泰山核电厂反应堆安全壳厂房是该核电广的主厂房。安全壳筒身为圆柱形筒体,外径38m,壁厚1m。安全壳筒身上部为三心圆碟形穹顶,穹顶混凝土厚度1m,弩顶顶标高为+62.5m。安全壳内+18m 以下为内部结构,上部为犬厅。厂房剖面如图1所示。安全壳厂房除底板为非预应力结构外,筒身及穹顶均采用后张法 XM 型预应力体系,安全壳筒身配水平及垂直向预应力筋,穹     

42层的剪力墙—加腋梁框架建筑

位于坦帕市巴尼特广场的42层办公大楼是美国佛罗里达州西海岸最高的混凝土建筑。由三家承包商分别对采用混凝土结构、钢结构及采用筏基、桩基、箱基等方案进行价值工程研究表明:采用筏基、混凝土结构为最经济方案。     

某三代核电站核岛厂房整体筏基设计

以某三代核电站核岛厂房整体筏基为分析对象,根据整体筏基的结构构造特点,采用软件ANSYS建立了适用的有限元模型,根据规范确定了设计采用的荷载及荷载组合。通过有限元分析,得到整体筏基的内力并据此进行配筋设计,并对整体筏基进行了抗滑移和抗倾覆的稳定性验算。基于该核电站整体筏基构造的复杂性,采用了多种单元类型及连接方式建立复杂有限元模型;采用了瞬态温度场分析方法确定设计基准事故温度下整体筏基受力的最不利状态;采用了时程分析方法计算上部结构作用在整体筏基上的地震作用,降低了传统的拟静力方法的保守性,在保证了整体筏基设计安全的前提下,提高了整体筏基设计的经济性。     

地下室混凝土结构施工的保温养护分析

以某大厦地下室混凝土浇筑温控施工为例,阐述大体积混凝土筏基和长墙在施工方案阶段应做的温度控制试算分析工作。厚2.2 m的筏基在日平均温度为22℃时进行施工,采用混凝土表面贮水蓄热保温保湿养护措施是可行的,可使混凝土内、外温差有效控制在25℃以下,不会产生温度裂缝。而混凝土长墙带模保温养护、合理留置后浇带间距,是墙体预防...     

ACP1000堆型核岛厂房混凝土技术要求

ACP1000堆型是我国自主研制的三代堆型,核岛厂房土建设计主要遵循中国标准。用于核岛厂房的混凝土有更严格的要求,在二代堆型设计和建造的基础上,充分参照国内最新标准的要求,并借鉴国外三代电站对混凝土的技术要求,制定了用于ACP1000堆型核岛厂房混凝土的具体要求。介绍了ACP1000堆型核岛厂房混凝土其原材料方面的要求。     

筏基大体积混凝土裂缝控制的施工计算

应用混凝土结构的温度收缩裂缝控制理论，对2．2m厚的筏基大体积混凝土进行了计算分析，为筏基的顺利施工提供了理论依据。提出并采取的混凝土表面贮水蓄热保温保湿养护措施，是保证筏基大体积混凝土施工质量的关键。