某核電站自密實(shí)混凝土施工質(zhì)量控制研究.pdf

1、本文對(duì)核電站自密實(shí)混凝土施工質(zhì)量控制進(jìn)行了研究。核電站的建設(shè)是國(guó)家十三五規(guī)劃中國(guó)家電力建設(shè)的重點(diǎn)項(xiàng)目之一，核能是清潔能源不二之選。但是核電站的建設(shè)過(guò)程中，核安全是國(guó)家及人民安全的重要前提，工程質(zhì)量管理是保證核電站運(yùn)行安全的前提保證。我國(guó)核電站建設(shè)從改革開發(fā)后期開始至今，核電站的建設(shè)積累的經(jīng)驗(yàn)并無(wú)十分充足。我們要從準(zhǔn)備投入建設(shè)的初期就開始質(zhì)量保證體系的策劃，全方位對(duì)工程施工過(guò)程中的重難點(diǎn)進(jìn)行分析，對(duì)相應(yīng)的措施進(jìn)行確定。
　　核電站經(jīng)

2、過(guò)三代技術(shù)的發(fā)展，模塊化施工是現(xiàn)代核電站的重要特色之一，當(dāng)前自密實(shí)混凝土澆筑質(zhì)量風(fēng)險(xiǎn)控制是核電站建設(shè)中的難點(diǎn)；鑒于自密實(shí)混凝土澆筑過(guò)程中利用其本身的重量進(jìn)行流動(dòng)，無(wú)需人工振搗而達(dá)標(biāo)，具有流動(dòng)性能好、均勻性能好、穩(wěn)定性能好且不會(huì)發(fā)生離析現(xiàn)象，核電站核島重要的結(jié)構(gòu)部位大多運(yùn)用自密實(shí)混凝土施工，例如CA、CV、CB、CVBH下側(cè)等部位。在澆筑完成后，無(wú)法拆除鋼板對(duì)混凝土性能進(jìn)行相關(guān)的驗(yàn)試，其施工質(zhì)量具有不可逆性。以某核電站2＃核島輔助廠房EL

3、135′的CA20模塊混凝土工程為例，在核電站質(zhì)保體系建立的基礎(chǔ)上，分析技術(shù)準(zhǔn)備、模擬實(shí)驗(yàn)、性能復(fù)核、優(yōu)化混凝土輸送等十項(xiàng)具體的質(zhì)量風(fēng)險(xiǎn)的控制措施，使得人、機(jī)、料、法、環(huán)、測(cè)等關(guān)鍵環(huán)節(jié)達(dá)到相應(yīng)的標(biāo)準(zhǔn)要求，從而對(duì)核電站重要的結(jié)構(gòu)部位自密實(shí)混凝土施工的質(zhì)量得到一定的控制。隨著大量的核電項(xiàng)目準(zhǔn)備籌建，國(guó)內(nèi)各省都在爭(zhēng)取核電工程項(xiàng)目，核電的發(fā)展前景好，如廣東省陸豐核電、遼寧省的徐大堡核電、浙江三門縣核電二期工程等。這些項(xiàng)目中，將大量使用自密實(shí)混凝