典型文献
核电站混凝土结构抗裂施工措施研究与应用
文献摘要：
"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.
文献关键词：
核电站;混凝土;抗裂构造;养护;监测;施工技术
中图分类号：
作者姓名：
文哲;李燕;李强
作者机构：
中国建筑第二工程局有限公司,北京 100160
文献出处：
引用格式：
[1]文哲;李燕;李强-.核电站混凝土结构抗裂施工措施研究与应用)[J].施工技术（中英文）,2022(14):22-26
A类：
抗裂构造
B类：
核电站,混凝土结构,施工措施,措施研究,华龙一号,自主知识产权,第三代,三代核电,核岛,混凝土设计强度,强度等级,C40,混凝土性能,太平岭,施工实践,厂房结构,混凝土开裂,开裂风险,耐久性能,混凝土原材料,配合比,严格控制,胶凝材料用量,水泥用量,取水,水化温升,温升控制,收缩补偿,关入,入模温度,温度控制,段长度,钢筋,保温保湿,保湿养护,施工工艺,工艺措施,混凝土裂缝控制,关键技术方案,早期收缩,收缩开裂,施工技术
AB值：
0.433723
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