GB／T51390-2019标准规范下载简介

GB／T51390-2019 核电厂混凝土结构技术标准及条文说明

12.4.21为保证整体张拉时每束钢绞线受力均匀，通常在预应力 筋正式张拉前采用同一台千斤顶及同一台油压表，预紧达到同样

筋正式张拉前采用同一台千斤顶及同一台油压表，预紧达到同样

的油压值，对单根钢绞线进行预紧，以保证正式张拉前各根钢绞线 初应力一致。预紧张拉应力一般为5%～10%的张拉控制应力。

12.4.24预应力孔道如果密封性不好，在灌浆时JTS 155-2019 码头岸电设施建设技术规范，浆体有可能通 过混凝土内部的孔隙到达钢内衬一侧，由于灌浆压力较大会对钢 内衬造成损伤，对预应力孔道进行密封性检查是为了确保预应力 孔道在灌浆时的密封性。

12.4.24预应力孔道如果密封性不好，在灌浆时，浆体有

12.4.26本条参考现行行业标准《压水堆核电厂安全壳预

12.5.2由于混凝土搅拌设备不同会导致混凝土拌合物性能可能 产生较天差异，为了确保实际生产时的混凝土性能与试验时混凝土 性能的一致性，在确定设计配合比前，需要进行混凝王可行性试验。

混凝土养护期间须维持连续保湿状态，严格避免忽干忽 制构件表层强度低于内部强度，减少构件早期表层裂损。

13.1.1不同于普通建筑工程按照分部分项工程、主控和一般项 日验收，核电工程质量验收重视过程控制，验收体系在满足现行国 家标准《建筑工程施工质量验收统一标准》GB50300的基础上，施 工单位应根据质量监督的需要制订针对过程控制的质量跟踪文件 记录，并通过设置质量过程控制监督检查点达到过程控制的要求

记录，并通过设置质量过程控制监督检查点达到过程控制的要求 13.1.2核电工程质量验收重视过程控制，验收体系在满足现行 国家标准《建筑工程施工质量验收统一标准》GB50300的基础上 施工单位应根据质量监督的需要制定针对过程控制的质量跟踪文 件记录，并通过设置质量过程控制监督检查点达到过程控制的要 求。质量过程控制监督检查点的设置应考施工质量控制的重要 性、施工单位的施工经验、操作工人的熟练程度等因素，一般包括 见证点（W）、停工待检点（H）和报告点（R）

13.2.1支架及其配件的材质、规格、尺寸和力学性能等对模板体 系的稳定性起到至关重要的作用，支架的设置不满足要求极易造 成模板倾覆，带来安全、质量隐惠。核电厂厂址选择一般位于沿海 地区，厂区内风力较大，对于比较高大或宽阔的结构，如安全壳、厂 房外墙等，在模板施工过程中一般需在施工方案中考虑设置防风 装置和加固措施。 模板材料、外观质量、规格尺寸相关的国家现行标准包括《普 通胶合板》GB/T9846、《混凝土模板用胶合板》GB/T17656、《建

筑工程天模板技术标准》JGJ/T74、《液压爬升模板工程技术标 准》JGJ/T195等。

13.2.2核电厂混凝土对耐久性和外观质量要求较高，模

用脱模剂时宜选用安全、环保的水性脱模剂，使用时不应污染钢 膀、预应力筋、预理件等。油性脱模剂对混凝土质量有一定影响， 应该禁止使用。水性脱模剂也有与混凝土发生反应的可能性，为 降低风险，故在使用前应进行与混凝土的适应性试验，避免对混凝 土表面质量造成影响

13.2.4现浇混凝土结构的模板及支架类型众多，验收检香的项

日和重点也不相同，主要类型已有相应的国家或行业标准，故要求 应按现行相关标准进行验收。国家现行相关标准通常给出的是对 模板及支架安装的基本和通用要求，安装的详细要求往往由施工 方案根据工程的具体情况规定，如支架杆件的间距，各种支撑的设 置数量、位置等，故本条规定验收时除了应符合现行相关标准的规 定以外，还应满足施工方案的要求。主要检验方法由有关标准 规定

13.2.6核电厂中使用的预埋板主要用于安装管道或电缆

支架，支架的尺寸一般比预埋板尺寸小很多，焊接区域比较小，所 以预理板的安装充许偏差可以在民用建筑预理板安装充许偏差的 基础上适当放宽。适当放宽浇筑前验收限值更符合实际，有利于 现场施工。对于一些有特殊要求的预理板，如用于安装精度要求 较高的特殊物项时，设计单位会在设计文件或图纸中专门体现。 预理套管和预理螺栓等存在类似的情况，按照相同的原则处理。 13.2.7核电厂模板验收要求同现行国家标准的模板验收标准 致施工不存在困难

2.8模板的拆除一般应按照先支的后拆、后支的先拆；先拆 结构、后拆承重结构：先拆上部结构、后拆下部结构的顺序

承重结构、后拆承重结构；先拆上部结构、后拆下部结构的顺序进

行拆除。核电厂混凝土结构施工过程中，会出现因设备到货延误 或施工顺序调整需要对结构混凝土做二次浇筑预留的情况，此时 如果上部结构需要继续施工，下部结构模板的拆除时间和拆除范 围需通过设计计算来确定。 13.2.9天体积混凝土浇筑完毕后，早期因水泥水化热使混凝王 内部温度很高，过早拆模时混凝土的表面温度较低，会形成很的 温度梯度，产生很大的拉应力，极易形成裂缝。因此，有条件时应 将模板作为养护保温措施的一部分，并适当延迟拆模时间。

部温度很高，过早拆模时混凝土的表面温度较低，会形成很 度梯度，产生很大的拉应力，极易形成裂缝。因此，有条件日 模板作为养护保温措施的一部分，并适当延迟拆模时间

13.3.1资格评审文件应包括下列内容：材料名称、规格型号、使 用范围；材料质保等级及材料标准；材料生产单位资质、业绩；生产 工艺流程；材料性能试验；产品质量统计资料（半年以上）；试生产 方案（如有），拟用产品检验结果等内容。对于首次供应产品的供 应商（包括合格供应商供应的新产品）在供货前应经过源地评审。

13.3.8核电工程不充许使用焊接作为钢筋连接的通用方式，但 是由于工程需要，某些特殊情况下必须进行焊接连接时，其要求应 满足现行行业标准《钢筋焊接及验收规程》JGJ18的规定。 为保证接头试件能够代表实际工程质量，机械连接或焊接连 接的接头试件应从工程实体中截取，现场截取抽样试件后，原接头 位置的钢筋可采用同等规格的钢筋进行绑扎搭接连接、焊接或机 械连接方法补接。对于对钢筋连接方式有特殊要求的部位，如有 抗大型商用飞机撞击要求的结构墙，钢筋连接方式一般要求必须 要采用机械连接，接头试件不能从工程实体中截取。此时接头的 力学性能、弯曲性能要求应根据设计规定的要求进行检验。 对某些不宜在工程中随机取样截取接头试件的情况，现行行 业标准《钢筋机械连接技术规程》JGJ107中有明确规定。

13.3.8核电工程不充许使用焊接作为钢筋连接的通用方式，但

13.3.10同一绑扎搭接接头连接区段是指长度为1.3倍搭接长 度的区段。搭接长度取相互连接两根钢筋中较小直径计算。该同 一连接区段内纵向受力钢筋接头面积百分率为接头中点位于该 接区段长度内的纵向受力钢筋截面面积与全部纵向受力钢筋截面 面积的比值。 同一机械连接接头或焊接接头连接区段是指长度为35d且 不小于500mm的区段，d为相互连接两根钢筋的直径较小值。该 司一连接区段内纵向受力钢筋接头面积百分率为接头中点位于该 连接区段内的纵向受力钢筋截面面积与全部纵向受力钢筋截面面 积的比值。

13.4.1本条根据核电工程实践并结合现行国家标准《预应力筋

13.4.8核电厂采用水泥浆对预应力筋进行保护，与现行

准《混凝土结构工程施工质量验收规范》GB50204要求的灌浆料 要求一致。

13.4.13如果有钢内衬，水平孔道和竖向孔道的径向误差应改为

13.4.13如果有钢内衬，水平孔道和竖向孔道的径向误差应改为 相对于钢内衬实际位置的偏差小于土15mm。 Ⅲ张拉与放张

13.4.15 在雨季或环境湿度较大的地区，预应力筋穿入孔道后极

13.4.16核电工程每束预应力筋包含儿干根钢绞线，预应力筋所 在孔道复杂，尤其是水平预应力筋和伽马预应力筋在穿入孔道时 预应力钢绞线极易交错缠绕在一起，有必要在正式张拉前采用同 一台千斤顶及同一台油压表，且预紧时达到同样的油压值，对单根 钢绞线进行预紧，以保证正式张拉前各根钢绞线初应力基本一致。

差、锚固端预应力筋的实测拉力值与计算拉力值的相对充许偏差 是根据现行行业标准《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳建造规 范》NB/T20332的规定以及核电厂预应力混凝土安全壳的设计、 验收经验提出的双控要求。核电厂安全壳每束预应力筋由数十根 顶应力钢绞线组成，沿壳体水平向成环形或竖向成倒伽马形及垂 直线布置，每束预应力筋的预应力钢绞线根数多、张拉力天，且和

预应力孔道接触不均匀，其在张拉下一般伸长值正偏差较大。目 前核电厂安全壳预应力筋的允许偏差均是按一5%～8%控制 验收。

66的规定，结合核电实际情况，对预应力筋断丝及滑脱提出 。当发生预应力筋断裂或滑脱时，除非经计算复核确认，否 页更换。

作和预应力筋多余长度切割时可能的热影响。切割位置不宜距离 锚具太近，同时不应影响构件的安装

13.4.25保护帽作为灌浆帽使用，并和孔道同时用灌浆材

密实。保护帽可通过外部涂装防锈或封锚进行保护

密实。保护帽可通过外部涂装防锈或封锚进行保护

13. 5 混凝土工程

13.5.馄士配合比设计方法、性能试验方法和生产评定方法 等大部分来自引进、消化、吸收国外的技术标准，这些标准与国标 有一定差别，且各堆型之间也有较大差别。因此本条采用概述性 描述方法进行描述，未列出具体性能指标。混凝土性能指标包括 力学性能指标和耐久性能指标。

验后方可确定使用。初步试验主要是采用混凝土原材料在试验室 室内进行，得出的混凝土配合比各方面性能满足设计要求后形成 混凝土基准配合比，主要验证混凝土配合比在室内的性能。可行 注试验是采用基准配合比在搅拌站实际生产，并对混凝土各方面 生能进行试验，主要验证混凝配合比在实际生产条件下是否满 足设计要求和施工要求。经过初步试验和可行性试验合格后，可 确保混凝士设计配合比的可用性

13.5.3资格评审文件应包括下列内容：材料名称、规格

13.5.3资格评审文件应包括下列内容：材料名称、规格型号、使 用范围；材料质保等级及材料标准；材料生产单位资质、业绩；生产 工艺流程；材料性能试验；产品质量统计资料（半年以上）；试生产 方案（如有）；拟用产品检验结果等内容。对于首次供应产品的供 应商（包括合格供应商供应的新产品）在供货前应经过源地评审。

13.5.6鉴于外购砂石料质量参差不齐，大部分核电项目都采月

自产砂石。如采用自产砂石，要按照设计文件要求进行检验。 般检验频次和检验项目如下：每个工作日，颗粒级配、石粉含量、泥 块含量；每七个工作日，针片状含量、空隙率；每月，有机物含量、轻 物质含量、亚甲蓝MB值。

13.5.9混凝王日常生产过程中，核电通过混凝土开盘制度进行 混凝土生产过程控制。承包商严格按照经建设单位（或其授权代 表或监理单位批准的混凝土设计配合比进行生产。每工作日每 个结构混凝土设计配合比生产前由承包商通知建设单位（或其授 权代表）或监理单位进行混凝土生产开盘见证。开盘见证时，混凝 土生产前建设单位（或其授权代表）或监理单位详细检查混凝土设 计配合比种类、混凝土原材料、浇筑部位、生产参数设置等是否正 确，生产中和生产后，详细检查混凝土生产误差、混凝土和易性、混 凝土取样等。

构混凝土都采用现场混凝土搅拌站生产的方式。由于核电混凝土 觉拌站出机口和现场浇筑地点距离较近、运输时间较短（一般运输 时间10min以内），且搅拌站出机口取样比现场浇筑地点取样更 能保证取样质量，因此当通过试验证明搅拌站出机口取样混凝土 性能和浇筑地点取样混凝土性能差别较小时，可在搅拌站出机口 进行取样。

主体结构混凝土的取样、强度评定原则都不一样，且与中国国家标 准也不一致，各核电堆型的取样原则也不一致。考虑到国产化的 需要，本标准规定混凝土试件取样要求与现行国家标准一致。

13.5.14核电厂混凝土结构施工同时生产使用的混凝土设计配 合比种类较多.为防止混凝设计配合比种类错用.在混凝土浇箱

13.5.14核电厂混凝土结构施工同时生产使用的混凝土设计配 合比种类较多，为防止混凝土设计配合比种类错用，在混凝土浇筑 前，现场应在每车混凝土浇筑前检查混凝土发货单，主要检查混凝 土浇筑部位和混凝土设计配合比种类，确保混凝土浇筑正确。 13.5.15核电厂混凝土结构施工中为了后续设备及临时施工通

土浇筑部位和混凝王设计配合比种类，确保混凝土浇筑正确。 13.5.15核电厂混凝土结构施工中为了后续设备及临时施工通 首需要，设置有二次浇筑区，其与民用的后浇带用途及设置有明显 区别，该二次浇筑区留设产生的施工缝应满足本条要求。

道需要，设置有二次浇筑区，其与民用的后浇带用途及设置有明显 区别，该二次浇筑区留设产生的施工缝应满足本条要求。

A.0.4结构构件的安全功能包括放射性物质包容、对安

物项起支撑作用、结构整体稳定、提供内部或外部灾害的防护等。 通过这类分析，能够确定同一结构内的不同部位的性能。例如，在 超设计基准地震作用下，直接支撑安全相关设备的墙体与只承担 结构整体稳定的墙体，其允许位移量是不一样的

附录B安全壳结构完整性检测

B.1.2通过检测安全壳结构在基准事故工况荷载作用下的各项 测试参数，判定安全壳结构的各项承载力安全度、刚度、局部应力 与应变状态，最终给出结构完整性评估结论。 B.1.3安全壳结构压力试验是从大气压开始，向安全壳内充入 干净、干燥的空气来施加压力

B.3安全壳结构检查技术要

B.3.1最大应变测点应变值是指试验中在峰值压力作用下发生 最大应变变化测点的测量值，绝对误差不应大于10微应变参考了 美国标准ACI359中对应变测量误差的要求。 B.3.5每个观测区内应将表面刷白，并分格画线。在压力试验 前、试验中、试验后对混凝土外表面状态进行检查，绘出宽度超过 0.25mm和长度超过150mm的裂缝

B.3.5每个观测区内应将表面刷白，并分格画线。在压力试验

B.4.1本条技术要求参考了美国标准ACI359的要求，也是核 电实际检测经验的总结。最大试验压力是指压力试验中的压力峰 直荷载。整体变形测量最大值是指试验峰值压力作用下所有底 板、筒身和顶变形测点中变形测量的最大值。整体变形理论值 是指安全壳结构在试验峰值压力作用下变形响应的计算值。 B.4.2本条中0.25mm为本附录第B.3.1条中系统充许最大测 量误差，同时现场加压试验宜在20℃王10℃气温环境下进行，如 试验期间温度波动明显，应在进行可靠的温度影响补偿、修正后再 开展变形残余值分析评估工作

量误差，同时现场加压试验宜在20℃土10℃气温环境下进行，如 试验期间温度波动明显，应在进行可靠的温度影响补偿、修正后再 开展变形残余值分析评估工作

C.1.1抗大型商用飞机撞击是先进核电堆型的特征之一，核电

C.1.2本条是规定抗飞机撞击结构应满足的安全要求，安全壳

大型吊车，吊车不运行时应停放在指定区域，并采取有效措施防止 在飞机撞击下产生跌落。 4核电厂厂房外墙上由于工艺需要经常会有通风或其他功 能需求的孔洞，对于处于防护范围内墙体的孔洞应设置专门的防 护结构，防正飞射物穿透对内部的系统或设备产生影响，同时也可 避免飞机撞击产生的火灾直接通过孔洞蔓延至厂房内。如未采取 有效措施，则需要进行详细的分析，以评估核电厂的安全。

C.1.4根据核电厂飞机撞击的防护要求，对抗飞机撞击

单元模拟考虑； 5）选用的本构模型宜经过验证，确保分析的准确性，在整体非 线性动力分析中阻尼的影响不大，通常采用瑞利阻尼

C.2 材料及荷载

表10材料动力强度的动力增大系数表

4结合现有工程实践经验，通常强度等级较高的混凝土对 童击有好的效果

4结合现有工程实践经验，通常强度等级较高的混凝对抵 抗撞击有好的效果。 C.2.2结合飞机撞击产生的效应，通常需考虑飞机整体撞击产 生的撞击力，主要是产生整体效应，如结构的变形、位移等影响 高部荷载主要指飞机的部件（如发动机）等硬性飞射物对结构的撞

击，主要产生穿透、背面剥落等局部效应。 2整体荷载主要有两种考虑方式，一是力时程曲线，可由主 管部门给定，也可根据飞机基本特征结合理论公式进行推导。图 C.2.2给出的荷载时程曲线（其曲线列表见表11）是基于国内外 常规机型撞击曲线，同时参考了几类标准堆型的设计参数拟合而 成，具有比较广泛的包络性，线型简单，方便使用。当无可靠数据 时，可参考使用。二是建立飞机三维有限元模型作为荷载输入，需 要详细的飞机儿何模型和材料特性参数

3通常飞机的发动机和起落装置比较坚硬，飞机在飞行过程 中起落架是收起的，而发动机位于飞机机翼两侧，在撞击过程中易 与飞机本体发生分离，形成独立的硬性飞射物，因此，在局部荷载 效应中主要考虑发动机的撞击，影响发动机撞击局部效应的因素 主要是根据撞击经验公式中的参数（等效直径、质量、速度）确定。 4撞击速度应按实际撞击速度考虑，当没有明确的撞击速度 时则按低空飞行速度或正常起飞和降落的速度考虑，考虑到大型 商用飞机在低空飞行时的操控难度，以及核电厂自标相对较小，且 通常位于山地之间，根据自前民航飞机的起飞降落时速度以及现 有飞机坠毁的记录情况，一般为100m/s。发动机与机身分离后作

C.3.2局部效应主要指硬性飞射物对结构的撞击，计算

考虑到高速撞击下需保证钢筋性能的连续，要求纵向受

力钢筋必须采用机械连接，且采用的机械接头经过瞬间加载冲击 试验验证。 本条主要是引用现行行业标准《钢筋机械连接技术规程》G 107中关于机械接头的规定。由于飞机撞击是瞬时高强度冲击荷 载，因此需要开展瞬时加载冲击试验，试验控制的加载应变率为 1.0s一，此数据是第三代压水堆工程经验的反馈。

C.4.2飞机撞击刀相对于防折 元口 十牧八用 力，需要配置一定数量的抗剪钢筋，抗剪钢筋的数量与冲切力及作 用范围有关，可参考现行欧标冲切公式，按照飞机撞击力峰值乘以 动力放大系数1.6后作为设计荷载的输入进行计算

D.1.1当液体自由液面到封闭容器顶的距离小于自由液面计算 晃动高度的50%时，可不计入流体晃动效应，按一个整体来考虑。 D.1.2核电厂混凝土水池一股在厂房内部，和结构整体同时布 置，池壁外墙及底板兼做结构墙体及板，对防水要求较高，常采用 不锈钢敷面作为内衬。本条参考《给水排水工程钢筋混凝土水池 结构设计规程》CECS138的要求及核电工程实践编制

D.2.3在考虑竖直方向的影响时，一般情况下可认为液体是不 可压缩的，且充许只考虑一种振动模态，即采用集中质量的简化方 式集中在水池的底部，但当液体较深时，应评估液体的压缩性带来 的影响，必要时在竖直方向设置两种振动模式，而不能按第D.2.1 条的条文说明中针对竖向只采用一种振动模式。在考虑水平方向 的影响时，应考虑水池壁与支承基础之间的剪力传递，以及水池壁 上的动压影响

D.2.5进行液体撞击水池顶盖评估时，撞击力大小可采

E.1.2目前锚栓抗震性能评估是基于混凝土强度等级 C60进行的，考到核安全相关混凝土结构对混凝土强度百 所以强度适当提高为C30

E.1.2目前锚栓抗震性能评估是基于混凝土强度等级C25~

E.1.4混凝土结构中的锚栓性能应符合现行行业标准《

沟后锚固技术规程》JGJ145的相关规定。延性锚栓可参 I349的要求确定，即指伸长率不小于14%、面积收缩率不小 %的锚栓

仪 E.2.4低强钢材是指强度等级不大于5.8级的后锚固螺栓。 E.2.5核安全相关混凝土结构用锚栓由于与主体结构一样承受 极限安全地震动产生的地震作用，且要求有较高的安全裕度。现 有研究表明，长期拉拨力作用下，钢制扩底型锚栓的锚固力衰减程 度随拉拔力增加、基材强度降低而增大，同时考虑使用年限的要 求，编制本条内容。

极限安全地震动产生的地震作用，且要求有较高的安全裕 有研究表明，长期拉拨力作用下，钢制扩底型锚栓的锚固力 度随拉拨力增加、基材强度降低而增大JC／T 2451-2018 硼硅酸盐平板玻璃，同时考虑使用年 求,编制本条内容。

虑，也可按第E.2.3条要求进行复核

E.2.7后锚固连接的具体计算可参考现行行业标准《核电厂核 安全相关混凝土结构后锚固技术规程》NB/T20414进行设计。 E.2.8锚栓的构造要求主要参考现行行业标准《混凝土结构后 锚固技术规程》JGJ145和美国标准ACI349的要求，考虑到核电 构件截面尺寸一般较天，从严给出本条规定的要求限值。其中后 锚锚栓的钻孔能引起微裂缝，最小边缘距离为2倍最大骨料粒径 的要求是为了尽可能减小微裂缝的影响

E.2.7后锚固连接的具体计算可参考现行行业标准《核电厂核 安全相关混凝土结构后锚固技术规程》NB/T20414进行设计。

锚固技术规程》JGJ145和美国标准ACI349的要求，考虑至 构件截面尺寸一般较大GB／T 51346-2019 城市绿地规划标准(完整正版、清晰无水印)，从严给出本条规定的要求限值。其 锚锚栓的钻孔能引起微裂缝，最小边缘距离为2倍最大骨米 的要求是为了尽可能减小微裂缝的影响

统一书号：155182·0468 定 价：35.00元