GB∕T 51323-2018 核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准.pdf
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1、UDC P 中华人民共和国国家标准IB GB/T 51323 - 2018 核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准Standard for maintenance and appraisal of reliability of structures in nuclear power plants 2018 - 09 -11 发布2019 - 03 - 01 实施中华人民共和国住房和城乡建设部国家市场监督管理总局联合发布中华人民共和国国家标准核电厂建构筑物维护及可靠性鉴 定标准Standard for maintenance and appraisal of relia bili ty of str
2、uctures in nuclear power plants GB/T 51323 - 2018 主编部门:中国核工业建设股份有限公司批准部门:中华人民共和国住房和城乡建设部施行日期:20 1 9 年3 月1 日中国计划出版社2018北京中华人民共和国住房和城乡建设部公告2018年第209号住房城乡建设部关于发布国家标准核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准的公告现批准核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准为国家标准,编号为GB/T51323-2018,自2019年3月1日起实施。本标准在住房城乡建设部门户网站() 公开,并由住房城乡建设部标准定额研究所组织中国计划出版社出版发行。中华人民共和国住房
3、和城乡建设部2018年9月11日刚昌根据住房城乡建设部关于印发(2015年工程建设标准规范制订、修订计划的通知)(建标(2014J189号)的要求,标准编制组经广泛的调查研究,认真总结实践经验,参考有关国际标准和国外先进标准,并在广泛征求意见的基础上制定本标准。本标准共分11章和3个附录,主要技术内容是:总则、术语和符号、基本规定、核电厂建构筑物维护、调查与检测、结构分析与校核、构件的鉴定评级、建构筑物的综合鉴定评级、安全壳结构可靠性鉴定、安全壳密封性能试验及等级评定和核电厂建构筑物的延寿评估等。本标准由住房城乡建设部负责管理,由中国核工业建设股份有限公司负责日常管理,由中冶建筑研究总院有限公
4、司、环境保护部核与辐射安全中心负责具体技术内容的解释。执行过程中如有意见或建议,请寄送中冶建筑研究总院有限公司(地址:北京市海淀区西土城路33号,邮政编码:100088)。本标准主编单位、参编单位、主要起草人和主要审查人:主编单位:中冶建筑研究总院有限公司环境保护部核与辐射安全中心参编单位:中广核工程有限公司上海核工程研究设计院有限公司中国核电工程有限公司中核能源科技有限公司国核电力规划设计研究院有限公司中广核核电运营有限公司福建宁德核电有限公司 1 山东核电有限公司江苏核电有限公司台山核电合营有限公司阳江核电有限公司中国中原对外工程有限公司中交第四航务工程勘察设计院有限公司国家工业建构筑物质
5、量安全监督检验中心中国钢结构协会钢结构质量安全检测鉴定专业委员会主要起草人:张兴斌潘蓉李如源孙运轮张卫国董占发陈矛向文欣张大勇李亮朱秀云任国鹏李晓东蒋坚毅易桂香荣华王永焕耿树江禧襟徐海翔郭红晓陈浩张忠杨林李吉娃张会东徐森高鹏飞杨列堂椅英杰陈坚高宁韦松余王雷邵春兵潘洪良彭光华王毅夏悟民主要审查人:叶奇薯乔治岳清瑞王元清李忠诚李晓红郭全全李玉民杜肇民陈李华 2 目次1总则 (1 ) 2 术语和符号. ( 2 ) 2.1 术语(2 ) 2. 2 符号(5 ) 3 基本规定.( 7 ) 3. 1 一般规定. ( 7 ) 3. 2 鉴定程序及其工作内容(10 ) 3. 3 可靠性鉴定评级标准(14 )
6、4 核电厂建构筑物维护门门4. 1 一般规定门7) 4.2 土建预防性检查(17 ) 4. 3 老化管理( 19 ) 4. 4 安全壳结构的监视(21 ) 4. 5 其他建构筑物的监测(21 ) 4. 6 维修(22 ) 5 调查与检测( 24 ) 5. 1 一般规定. (24) 5. 2 调查与检测的内容(25 ) 5. 3 调 查与检测的方法.(28) 5. 4 调查与检测 结果处理要求( 28 ) 6 结构分析与校核. (30) 6.1 一般规定. (30) 6.2 1、H类建构筑物分析与校核(33 ) 6. 3 预应力混凝土安全完结构分析与校核 (36 ) 6.4 海工构筑物分析与校核
7、(38 ) 7 构件的鉴定评级1 ) 7. 1 一般规定M门7.2 构件的鉴定评级.(41) 8 建构筑物的综合鉴定评级.( 47 ) 8.1 一般规定问7) 8. 2 地基基础的鉴定评级(47 ) 8. 3 上部承重结构的鉴定评级( 48 ) 8. 4 阁护结构的鉴定评级(50 ) 8. 5 海工构筑物综合鉴定评级( 51 ) 9 安全壳结构可靠性鉴定9.1 一般规定9. 2 安全壳结构系统的鉴定评级( 54 ) 9. 3 综合鉴定评级(57 ) 10 安全壳密封性能试验及等级评定(58 ) 10. 1 一般规定(58 ) 10. 2 安全壳密封性能评定准则(58 ) 10. 3 密封性试验
8、结果分析 (59 ) 10.4 密封性能评定11 核电厂建构筑物的延寿评估-11. 1 一般规定11. 2 延寿评估的结构分析与校核(63 ) 11. 3 老化管理审查和时限老化分析(64 ) 附录A核电厂建构筑物抗震裕度评估(65 ) 附录B预应力混凝土安全壳结构压力试验(70 ) 附录C安全壳密封性试验补充要求本标准用词说明(80 ) 引用标准名录(81 ) 附:条文说明( 83 ) 2 Contents 1 G enera l provislOns( 1 ) 2 T erms and symbols( 2 ) 2. 1 Terms ( 2 ) 2.2 Symbols ( 5 ) 3 Ba
9、sic requirem ents. ( 7 ) 3. 1 General requirements( 7 ) 3. 2 Procedures and contents for appraisal . ( 10) 3.3 Rating standard for reliability assessment. ( 14) 4 Maintenance of structures in nuclear power plants ( 17 ) 4. 1 General requirements( 17 ) 4. 2 Civil preventive inspection( 17 ) 4. 3 Agin
10、g management( 19 ) 4. 4 Monitoring of containment ( 21 ) 4. 5 Monitoring of other structures. . (21) 4. 6 Repairment. (22) 5 lnvestigation and inspection. (24) 5. 1 General reqllirements( 24 ) 5. 2 Conlents of investigation and inspection( 25 ) 5. 3 Method o( investigation and inspection . (28) 5. 4
11、 Reqllirement of investigating and inspecting resull( 28 ) 6 Structural analys is and verificatio n. (30) 6. 1 Gencral requiremcnts( 30 ) 6.2 Analysis and verification of struclures in level 1 /( 33 ) 6. 3 Analysis and verification of pre-stressed concrete 3 contalnment. (36) 6. 4 AnGB50023和构筑物抗震鉴定标
12、准GB50117的有关规定。1. O. 3 核电厂建构筑物的维护与可靠性鉴定应由具有相应资质的单位承担。进入核电厂进行检查、检测和维护的人员,应进行有关辐射防护、安全操作的培训iI,并应了解鉴定对象的工艺特点、设备布置以及个人辐射防护基本知识。1. O. 4 核电厂建构筑物的维护与可靠性鉴定除应符合本标准外,尚应符合国家现行有关标准的规定。 1 2 术语和符号2. 1术语2.1.1 核安全相关建构筑物safety related structures 执行安全功能的建构筑物,即在核设施的设计、建造、运行和退役期间,能保护人员、社会和环境免受可能的放射性危害的建构筑物,包括包容或支承任何安全级系
13、统、设备的建构筑物,在事故或出现外部事件时,参与包容放射性产物的建构筑物。2.1.2 抗震I类建构筑物seismic category 1 structures 核电厂中与核安全有关的建构筑物,包括损坏后会直接或间接造成事故的构筑物,保证反应堆停堆井维持停堆状态及排出余热所需的构筑物,地震时和地震后为减轻核事故破坏后果所需的建构筑物以及损坏或丧失功能后会危及上述建构筑物的其他建构筑物。2.1.3 抗震H类建构筑物seismic category 1I structures 核电厂中除I类建构筑物外与核安全有关的建构筑物,以及损坏或丧失功能后会危及抗震I类建构筑物的与核安全元关的建构筑物。2.1
14、.4 海工构筑物maritime structures 位于海岸或者与海岸毗连海域,实现防御风浪、取排水、交通运输等特定功能的构筑物,如护岸、取排水导流堤、大件码头、引水隧洞等。2.1. 5 维护mamtenance 为防止核电厂建构筑物性能劣化,按计划或文件的规定采取的技术管理措施,如土建预防性检查、老化管理、监测与维修等工作,通过减缓或控制建构筑物的劣化速率,达到维持或延长建构筑 2 物系统使用寿命的目的。2.1.6 目标使用年限target working life 既有核电厂建构筑物鉴定所期望的使用年限。2.1.7 安全性safety 建构筑物承受可能出现的各种作用而保持安全的性能。2
15、. l. 8 使用性normal serviceabi1ity 建构筑物满足预定使用要求的性能。核安全相关构筑物的正常使用性还包括安全功能的执行。2.1. 9 耐久性d urabi1i ty 建构筑物在正常使用维护条件下,在规定的时间内随时间变化而仍能满足预定功能要求的性能。2.1.10 可靠性鉴定appraisal of reliability 对建构筑物的安全性、使用性所进行的调查、检测、分析验算和评定等一系列活动。2.1.11 调查Inv巳stlgat!On通过查阅文件、现场观察和询问等于段进行的信息收集。2. l. 12 检测Inspectlon 对既有结构的状况或性能所进行的检查、测
16、量和检验等工作。2. l. 13 监测monitoring 对结构状况或作用所进行的经常性或连续性的长期观察或测量。2. 1. 14 极端灾害或事故extreme hazard or acciclen t 是指达到或超过设计基准的灾害或事故。2.1. 15外部环境条件以ternalenvironment condition 指核电厂全寿期内遇到的外部环境。2.1. 16 运行基准地震动CSL-l ) operation basis earthq uake 对应于核电厂安全运行要求的地震动级别。2.1.17 安全停地:地震动CSL-2)safe shutclown earthquake 对应于核
17、电厂极限安全要求的地震动级别。 3 2.1. 18 结构系统structure system 根据建筑结构的不同使用功能在鉴定单元中所划分的鉴定单位,一般可分为地基基础、上部承重结构、围护结构三个结构系统。2. 1. 19 重要构件important memb盯自身失效将导致其他构件失效或将影响核安全运行功能的构件。2.1.20 次要构件less important member 自身失效不会导致其他构件失效,且不影响核安全运行功能的构件。2.1.21 安全壳contamment 包容反应堆压力容器以及部分安全系统(包括一回路主系统和设备、停堆冷却系统等的构筑物。2.1.22 压力试验pres
18、sure test 通过检查安全壳结构在设计基准事故工况压力 作用下的结构性能,来验证安全壳结构可靠性的试验。2.1.23 运行前密封性试验preoperational leakage rate t巳st安全壳竣工后运行前进行的密封性试验。2.1.24 定期密封性试验periodic leakage rate test 反应堆运行后,按规定的时间间隔定期进行的安全壳密封性试验。2.1.25 整体泄漏率overall integrated leakage rate 在试验压力下持续24h,由所有被试验的世漏途径(包插安全壳焊缝、盲板、阀门、贯穿件、接头等整个压力边界)从安全壳泄漏到大气中的空气质
19、量与安全壳内部自由容积包容的空气初始质量之比,用百分数表示。2.1.26 密封性试验验证试验verifica tion test of I巳akagerate test 证实A类试验方法可行、测定整体泄漏率仪器设备可靠与否 4 . 的试验。2.2符口可2.2.1 结构性能及作用效应:A,-一一内部飞射物产生的撞击荷载;Az -一外部爆炸引起的冲击波荷载;儿一-一外部飞射物引起的荷载;A,一一洪水引起的荷载;D一永久荷载;E;-一极限安全地震作用;E。一一运行安全地震作用;F一一由施加预应力而产生的荷载;H 内部水淹作用于安全壳的荷载;L一一活荷载;P一一-压力荷载;R一一结构构件的承载力设计值
20、;凡一一管道和设备反力;凡 一一局部荷载;R。一一正常运行或停堆期间管道和设备的反力;5一一结构构件承载力极限状态的荷载效应组合设计值;1一-温度作用;T。一一正常运行或停堆期间的温度荷载;W一一风荷载;W,一一-龙卷风荷载。2.2.2 鉴定评级:a、b、c一一-构件的可靠性评定等级;A、B、C一一一结构系统的可靠性评定等级;一、二、三一一鉴定单元的可靠性评定等级。. ;) . 2.2.3 安全壳密封性试验: 6 L,-一在试验工况下,安全壳内压力为Pnc的整体最大允许世漏率,通常在技术文件中规定;L,一一-在安全壳内设备和系统尽可能接近设计基准事故状态时,在压力Pnc下对安全壳进行试验而得到
21、的安全壳整体泄漏率最佳估计值;LII一-最后lh内空气质量数据由最小二乘法回归直线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值;L2h一一最后2h内空气质量数据由最小二乘浩田归直线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值;P一一与设计基准事故相应的安全壳内产生的峰值压力,通常在设计技术文件中规定;UCL一一上置信限,指安全壳整体泄漏率最佳估计值的统计计算上限,本标准按95%置信水平进行计算。3基本规定3.1一般规定3.1.1 核电厂建构筑物的可靠性鉴定应符合下列规定:1 在下列情况下,应进行可靠性鉴定:l)核电厂达到设计寿期,拟继续运行,进行延寿评估时;2)核电厂遭遇极端灾害或事故时;3)核电厂进行涉及建构筑物用
22、途或使用条件变化的专项技术改造时;4)外部环境条件出现变化,影响核电厂建构筑物设计 基准时;5)建构筑物存在较严重的质量缺陷时;6)建构筑物正常运行时出现影响性能的腐蚀、损伤、变形时。2 在下列情况下,宜进行可靠性鉴定:1)核电厂定期安全审查时;2)核电厂运行维护中,需要进行常规检测鉴定以掌握建构筑物可靠性水平时;3)其他需要掌握结构可靠性水平时。3 当核电厂设计基准地震发生变化时,应进行抗震能力评估,方法可按本标准附录A执行。3.1.2 核电厂在下列情况下,宜根据需要进行专项鉴定:1 厂房结构进行维修改造有专门要求时;2 结构存在耐久性损伤或其他影响耐久年限的问题时;3 结构存在明显振动影响
23、时;4 结构存在疲劳问题,影响疲劳寿命时; 7 5 核电厂退役处理处置时;6 围护结构存在局部损伤,但不影响结构整体性能时;7 应监管机构、运营单位的要求时。3.1.3 鉴定的对象可取为核电厂建构筑物整体或所划分的结构、功能相对独立的鉴定单元,亦可是结构系统或结构构件。3.1. 4 按结构所处环境及其对钢筋、预应力筋和混凝土的影响可将环境分为4类,环境类别和环境作用等级应符合表3.1. 4- 1的规定。盐渍土环境可根据土中不同离子的含量按表3.1.中2分为5类,氯盐渍土和亚氯盐渍土可归为氧化物环境,硫酸盐渍土和亚硫酸盐渍士可归为硫酸盐环境。表3.1.4-1 环境类别和环境作用等级环搅类别作用等
24、级环搅条件结构或构件示例I-B 室内环境混凝土结构的室内构件与冷凝水、露水或与蒸汽频繁接触的室内构件;一般环挠地下室顶板构件;表面频I-C 干iJl:交替环境繁淋雨或频繁与水接触的室外构件,处于水位变动区的构件泵房的水位变动区构件:微冻地区的有盐环境;频繁受雨淋的构件水混凝土高度饱水平表面(悬挑构件上表面,如雨棚、挑;檐)IL-D 严寒和寒冷地区的受雨淋的构件竖向表冻融环填有盐环境,混凝土中度饱水面(厂房外培)严寒和寒冷地区的泵房的水位变YJ区构I-E 有盐环境,件;频繁受雨淋的构件水混凝土高度饱水平表丽,如雨棚、挑檐等 8 续表3.1.4-1环境类别作用等级环境条件结构或构件示例水下区和土中
25、区;泵房外墙水下部分,Ill-C 周边永久浸没于海厂房外墙地下部分;水或埋于土中厂房基础大气区(轻度盐雾)i 距平均水位J5m高度以上的海上大气区;靠海的混凝土结构外|Ill-D 涨i串l岸线以外t商及室外构件100m-300m内的陆上室外环境海洋氯化物距平均水位上方环境15m高度以内的海上泵房与海水不接触的大气区s外墙;离涨潮岸线100m以靠诲的混凝土结构外I-E 内、低于海平面以上墙及室外构件15m的陆上室外环境潮沙区和浪溅区,非泵房与海水接触的炎热地区部分i朝沙区和浪溅区,炎泵房与海水接触的阳-F热地区部分表3.1.4-2盐渍土按含盐的化学成分分类盐溃土名称c(CI一2c(coi-)十c
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