台山核电厂HRA反应堆厂房筏基大体积混凝土浇筑温控措施.pdf

2010年第12期(总第254期) 混 凝 土 实用技术 12in2010(Total Number No．254) Concrete PRACTICALTECHNOLOGY doi：10．3969／j．issn．1002·3550．2010．12．037 台山核电厂HRA反应堆厂房筏基大体积混凝土 ’ 浇筑温控措施 许超 (中国核电工程有限公司福清核电项目部，福建福清350300) 摘要： 台山核电厂为我国首次引进的欧洲第三代先进压水反应堆堆型(EPR)，为世界建造的第三座该型核电站，其反应堆厂房筏基混 凝土工程量约9300m3，一次浇筑完成。通过合理配制混凝土．实施合理的施工方案。采取合理的养护措施，全面掌控混凝土f约tg度发展。 保证反应堆厂房筏基不产生有害裂缝。 关键词： EPR；反应堆厂房筏基；大体积混凝土；整体浇筑；温控措施 中圈分类号：TU528．064文献标志码：A 文章编号： 1002—3550(2010)12一Oll4—04 controlmeasureusedinHRA of Taraperatum reactor taishanNPP building XU‰ (FIlqingConsumetion A蛔舰鲥电TheTaishanisthefirst NPP inChina。andisthethirdOtlealloftheworld．Theconcrete m∞眈style(Fag)bIlildcd ofthe quantity reactor raft is9300 the concreteformula suitable building m3，coring缅哪tay日．ayway ofdesigning suitably，writingcolzstng畦on刚ect， suitable controlthe e11mlrethetarhavecrack． adopt curingmca剐h-e，totallytemtmrature，tO no controlmeasul℃ 0 引言 台山核电厂为我国首次引进的欧洲第三代反应堆堆型，为世 界建造的第三蜜该型核电站。其土建技术要求较CPRIOOO(M310 改进型)堆型有较大提高，尤其对于大体积混凝土要求更为严格， 并将缅|EF-延迟钙矾石生成》危害理论应用于该核电站土建工程 大体积混凝土，使得大体积混凝土温控要求更加严格。 1 HRA反应堆厂房筏基特点及施工难点 1．1 HRA反应堆厂房筏基特点 HRA反应堆厂房基础为底部直径55．6111的圆柱形筏板基 础，基础厚3．95m，第一阶段一次性浇筑3．80m。所用混凝土强 度等级为C40／50(C标准圆柱体试件强度／标准立方体试件强 度)