核电站混凝土结构抗裂施工措施研究与应用

摘要：

"华龙一号"为我国自主知识产权的第三代核电技术,核岛厂房混凝土设计强度等级通常不低于C40,结构复杂,施工难度大,且耐久性要求高,与传统的核岛工程相比在混凝土性能方面存在较大差异.结合广东太平岭核电站施工实践,通过研究,从设计、材料、施工和监测等多角度出发,在对核岛厂房结构混凝土开裂风险进行全面计算评估的基础上,以保障混凝土良好施工、力学和耐久性能为前提,对混凝土原材料与配合比进行优化设计,严格控制其胶凝材料用量,尤其是水泥用量.同时,采取水化温升控制及收缩补偿措施,并结合相关入模温度控制、分段长度划分、钢筋构造方式、保温保湿养护等施工工艺措施,最终形成应用于实际工程的核岛厂房结构混凝土裂缝控制关键技术方案并在实际工程中加以应用与完善,有效降低早期收缩开裂风险.

关键词：核电站、混凝土、抗裂构造、养护、监测、施工技术

所属期刊栏目：51

分类号：TM623(发电、发电厂)

资助基金：中国建筑股份有限公司资助项目;中国建筑第二工程局有限公司资助项目

在线出版日期：2022-09-05（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：22-26