GB/T 51323-2018 核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准

《核核厂建建筑物核核及可靠性》封面.pdf12019/4/2212:44:30

UDC

核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准中华人民共和国国家标准

GBT513232018

核电厂建构筑物维护及可靠性

鉴定标准

C

MStandardformaintenanceandappraisalofreliabilityof专用

Ystructuresinnuclearpowerplants

CM

MY

CY

CMY

K

人人文库

贴标处20180911发布20190301实施

S/N:155182·0443

统一书号：155182·0443

中华人民共和国住房和城乡建设部

定价：29.00元联合发布

国家市场监督管理总局

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

Standardformaintenanceandappraisalofreliabilityof

structuresinnuclearpowerplants

GB/T51323-2018专用

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

：

施行日期年月日

：201931

人人文库

中国计划出版社

2018北京

中华人民共和国国家标准

核电厂建构筑物维护及可靠性

鉴定标准专用

GB/T51323-2018

☆

中国计划出版社出版发行

网址

：

地址北京市西城区木樨地北里甲号国宏大厦座层

：11C3

邮政编码电话发行部

：100038：（010）63906433（）

三河富华印刷包装有限公司印刷

印张千字

850mm×1168mm1/324.75116

年月第版年月第次印刷

201921201921

☆

统一书号

人人文库：155182·0443

定价元

：29.00

版权所有侵权必究

侵权举报电话

：（010）63906404

如有印装质量问题请寄本社出版部调换

，

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

《专用》

准编号为自年月日起实施

，GB/T51323—2018，201931。

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和城乡建设部

2018年9月11日

人人文库

前言

根据住房城乡建设部关于印发年工程建设标准规范

《〈2015

制订修订计划的通知建标号的要求标准编制组

、〉》（〔2014〕189），

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

，。

本标准共分章和个附录主要技术内容是总则术语和

113，：、

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

、专用

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

，（：

淀区西土城路号邮政编码

33，：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

人人文库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

荣华王永焕耿树江褚濛徐海翔

专用

郭红晓陈浩张忠杨林李吉娃

张会东徐森高鹏飞杨列堂褚英杰

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：叶奇蓁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

人人文库

·2·

目次

总则…………………

1（1）

术语和符号………………

2（2）

术语……………………

2.1（2）

符号……………………

2.2（5）

基本规定…………………

3（7）

一般规定………………

3.1（7）

鉴定程序及其工作内容…………………

3.2（10）

可靠性鉴定评级标准……

3.3专用（14）

核电厂建构筑物维护……

4（17）

一般规定………………

4.1（17）

土建预防性检查…………

4.2（17）

老化管理………………

4.3（19）

安全壳结构的监测………

4.4（21）

其他建构筑物的监测……

4.5（21）

维修……………………

4.6（22）

调查与检测………………

5（24）

一般规定………………

5.1（24）

调查与检测的内容………

5.2人人文库（25）

调查与检测的方法………

5.3（28）

调查与检测结果处理要求………………

5.4（28）

结构分析与校核…………

6（30）

一般规定………………

6.1（30）

类建构筑物分析与校核……………

6.2Ⅰ、Ⅱ（33）

预应力混凝土安全壳结构分析与校核……

6.3（36）

·1·

海工构筑物分析与校核…………………

6.4（38）

构件的鉴定评级…………

7（41）

一般规定………………

7.1（41）

构件的鉴定评级…………

7.2（41）

建构筑物的综合鉴定评级………………

8（47）

一般规定………………

8.1（47）

地基基础的鉴定评级……

8.2（47）

上部承重结构的鉴定评级………………

8.3（48）

围护结构的鉴定评级……

8.4（50）

海工构筑物综合鉴定评级………………

8.5（51）

安全壳结构可靠性鉴定…………………

9（53）

一般规定………………

9.1（53）

安全壳结构系统的鉴定评级……………

9.2专用（54）

综合鉴定评级……………

9.3（57）

安全壳密封性能试验及等级评定………

10（58）

一般规定………………

10.1（58）

安全壳密封性能评定准则………………

10.2（58）

密封性试验结果分析……

10.3（59）

密封性能评定…………

10.4（61）

核电厂建构筑物的延寿评估……………

11（63）

一般规定………………

11.1（63）

延寿评估的结构分析与校核……………

11.2（63）

老化管理审查和时限老化分析…………

11.3（64）

附录核人人文库电厂建构筑物抗震裕度评估……

A（65）

附录预应力混凝土安全壳结构压力试验………………

B（70）

附录安全壳密封性试验补充要求………

C（74）

本标准用词说明………………

（80）

引用标准名录…………………

（81）

附条文说明…………………

：（83）

·2·

Contents

………

1Generalprovisions（1）

………

2Termsandsymbols（2）

…………………

2.1Terms（2）

………………

2.2Symbols（5）

………

3Basicrequirements（7）

……

3.1Generalrequirements（7）

……

3.2Proceduresandcontentsforappraisal（10）

…

3.3Ratingstandardforreliabilityassessment专用（14）

………

4Maintenanceofstructuresinnuclearpowerplants（17）

……

4.1Generalrequirements（17）

………………

4.2Civilpreventiveinspection（17）

………

4.3Agingmanagement（19）

………………

4.4Monitoringofcontainment（21）

…………

4.5Monitoringofotherstructures（21）

……………

4.6Repairment（22）

……………

5Investigationandinspection（24）

……

5.1Generalrequirements（24）

…

5.2Contentsofinvestigationandinspection（25）

人人文库……

5.3Methodofinvestigationandinspection（28）

………

5.4Requirementofinvestigatingandinspectingresult（28）

……

6Structuralanalysisandverification（30）

……

6.1Generalrequirements（30）

………

6.2AnalysisandverificationofstructuresinlevelⅠ/Ⅱ（33）

6.3Analysisandverificationofpre-stressedconcrete

·3·

……………

containment（36）

……………

6.4Analysisandverificationofmarinestructures（38）

…

7Appraisalratingforstructuremember（41）

……

7.1Generalrequirements（41）

……

7.2Appraisalratingforstructuremember（41）

………

8Comprehensiveappraisalratingforstructures（47）

……

8.1Generalrequirements（47）

…………

8.2Appraisalratingforfoundation（47）

………………

8.3Appraisalratingforbearingsuperstructure（48）

…

8.4Appraisalratingforenclosurestructures（50）

……

8.5Comprehensiveappraisalratingformarinestructures（51）

………………

9Appraisalofreliabilityforcontainment（53）

……

9.1Generalrequirements专用（53）

………

9.2Appraisalratingforcontainmentstructuralsystem（54）

…………

9.3Comprehensiveappraisalrating（57）

………

10Leakageratetestandratingforcontainment（58）

…………………

10.1Generalrequirements（58）

……………

10.2Ratingcriteriaofcontainmentleakproofness（58）

……

10.3Resultanalysisforleakageratetest（59）

………………

10.4Ratingforleakproofness（61）

11Life-extensionassessmentforstructuresinnuclear

……………

powerplants（63）

…………………

11.1Ge人人文库neralrequirements（63）

11.2Structuralanalysisandverificationinlife-extension

……………

assessment（63）

……

11.3Agingmanagementreviewandtimelimitaginganalysis（64）

AppendixAAseismicmarginassessmentforstructures

……

innuclearpowerplants（65）

AppendixBPressuretestforprestressedconcrete

·4·

…………………

containment（70）

AppendixCSupplementaryrequirementsofleakage

………

ratetest（74）

……

Explanationofwordinginthestandard（80）

……

Listofquotedstandards（81）

…………

Addition：explanationofprovisions（83）

专用

人人文库

·5·

1总则

1.0.1为了确保核电厂全寿期运行安全在核电厂定期安全审查

，

和核电厂建构筑物维护与可靠性鉴定工作中贯彻执行核安全法

规国家和核行业的技术经济政策做到安全第一质量可靠经济

、，，，

合理制定本标准

，。

1.0.2本标准适用于核电厂核安全相关建构筑物的维护及可靠

性鉴定可靠性鉴定包含抗震鉴定核电厂非核安全建构筑物可

，。

靠性鉴定应符合现行国家标准工业建筑可靠性鉴定标准

《》

建筑抗震鉴定标准和构筑物抗震鉴定标

GB50144、《》GB50023《专用

准的有关规定

》GB50117。

1.0.3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

。

1.0.4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

。

人人文库

·1·

2术语和符号

2.1术语

2.1.1核安全相关建构筑物

safetyrelatedstructures

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抗震类建构筑物

ⅠseismiccategoryⅠstructures

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

，专用

接造成事故的构筑物保证反应堆停堆并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抗震类建构筑物

ⅡseismiccategoryⅡstructures

核电厂中除类建构筑物外与核安全有关的建构筑物以及

Ⅰ，

损坏或丧失功能后会危及抗震类建构筑物的与核安全无关的建

Ⅰ

构筑物

。

2.1.4海工构筑物

maritimestructures

位于海岸或者与海岸毗连海域实现防御风浪取排水交通

，、、

运输等特定人人文库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

maintenance

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

targetworkinglife

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

。

2.1.8使用性

normalserviceability

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

durability

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

appraisalofreliability

对建构筑物的安全性使用性所进行的调查检测分析验算

、专用、、

和评定等一系列活动

。

2.1.11调查

investigation

通过查阅文件现场观察和询问等手段进行的信息收集

、。

2.1.12检测

inspection

对既有结构的状况或性能所进行的检查测量和检验等工作

、。

2.1.13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

extremehazardoraccident

是指达到或超过设计基准的灾害或事故

人人文库。

2.1.15外部环境条件

externalenvironmentcondition

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

（SL-1）operationbasisearthquake

对应于核电厂安全运行要求的地震动级别

。

2.1.17安全停堆地震动

（SL-2）safeshutdownearthquake

对应于核电厂极限安全要求的地震动级别

。

·3·

2.1.18结构系统

structuresystem

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

importantmember

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

lessimportantmember

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

containment

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

、）。专用

2.1.22压力试验

pressuretest

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

preoperationalleakageratetest

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

periodicleakageratetest

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

overallintegratedleakagerate

在试验压力下持续由所有被试验的泄漏途径包括安全

24h，（

壳焊缝盲人人文库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

verificationtestofleakage

ratetest

证实类试验方法可行测定整体泄漏率仪器设备可靠与否

A、

·4·

的试验

。

2.2符号

2.2.1结构性能及作用效应

：

A内部飞射物产生的撞击荷载

1———；

A外部爆炸引起的冲击波荷载

2———；

A外部飞射物引起的荷载

3———；

A洪水引起的荷载

4———；

D永久荷载

———；

E极限安全地震作用

s———；

E运行安全地震作用

0———；

F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

a———专用；

L活荷载

———；

P压力荷载

a———；

R结构构件的承载力设计值

———；

R管道和设备反力

a———；

R局部荷载

r———；

R正常运行或停堆期间管道和设备的反力

0———；

S结构构件承载力极限状态的荷载效应组合设

———

计值

；

T温度作用

a———；

T正常运行或停堆期间的温度荷载

人人文库0———；

W风荷载

———；

W龙卷风荷载

t———。

2.2.2鉴定评级

：

构件的可靠性评定等级

a、b、c———；

结构系统的可靠性评定等级

A、B、C———；

一二三鉴定单元的可靠性评定等级

、、———。

·5·

2.2.3安全壳密封性试验

：

L在试验工况下安全壳内压力为P的整体最大

a———，ac

允许泄漏率通常在技术文件中规定

，；

L在安全壳内设备和系统尽可能接近设计基准事

am———

故状态时在压力P下对安全壳进行试验而得

，ac

到的安全壳整体泄漏率最佳估计值

；

L最后内空气质量数据由最小二乘法回归直

1h———1h

线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值

；

L最后内空气质量数据由最小二乘法回归直

2h———2h

线斜率和截距得出的泄漏率最佳估计值

；

P与设计基准事故相应的安全壳内产生的峰值压

ac———

力通常在设计技术文件中规定

，；

UCL上置信限指安全壳整体泄漏率最佳估计值的

———，专用

统计计算上限本标准按置信水平进行

，95%

计算

。

人人文库

·6·

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

，：

1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

），专用

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

，

估方法可人人文库按本标准附录执行

，A。

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

、

将环境分为类环境类别和环境作用等级应符合表的

4，3.1.4-1

规定盐渍土环境可根据土中不同离子的含量按表分为

。3.1.4-2

类氯盐渍土和亚氯盐渍土可归为氯化物环境硫酸盐渍土和亚

5，，

硫酸盐渍土可归为硫酸盐环境

。

表3.1.4-1环境类别和环境作用等级

环境类别作用等级环境条件结构或构件示例

室内环境混凝土结构的室内构件

Ⅰ-B专用

与冷凝水露水或与蒸

、

汽频繁接触的室内构件

；

一般环境地下室顶板构件表面频

干湿交替环境；

Ⅰ-C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

，、）

Ⅱ-D

人人文库严寒和寒冷地区的

冻融环境受雨淋的构件竖向表

有盐环境

；面厂房外墙

混凝土中度饱水（）

严寒和寒冷地区的泵房的水位变动区构

有盐环境件频繁受雨淋的构件水

Ⅱ-E；；

混凝土高度饱水平表面如雨棚挑檐等

，、

·8·

续表3141

..-

环境类别作用等级环境条件结构或构件示例

水下区和土中区泵房外墙水下部分

；；

周边永久浸没于海厂房外墙地下部分

Ⅲ-C；

水或埋于土中厂房基础

大气区轻度盐雾

（）；

距平均水位高

15m

度以上的海上大气区靠海的混凝土结构外

；

Ⅲ-D涨潮岸线以外墙及室外构件

内的陆上

100m～300m

室外环境

海洋氯化物距平均水位上方

环境高度以内的海上泵房与海水不接触的

15m

大气区外墙

；专用；

离涨潮岸线以靠海的混凝土结构外

100m

内低于海平面以上墙及室外构件

Ⅲ-E、

的陆上室外环境

15m

潮汐区和浪溅区非泵房与海水接触的

，

炎热地区部分

潮汐区和浪溅区炎泵房与海水接触的

，

Ⅲ-F热地区部分

表3.1.4-2盐渍土按含盐的化学成分分类

---

cc2+c

盐渍土名称（3）（3）

（Cl-）2CO-HCO-

c2c+c2

人人文库4

2（SO）（Cl）2（SO4）

氯盐渍土.

＞20—

亚氯盐渍土..

20～10—

亚硫酸盐渍土..

10～03—

硫酸盐渍土.

＜03—

碱性盐渍土.

—＞03

·9·

3.1.5鉴定的目标使用年限应根据鉴定目的核电厂的运行使

，、

用情况及使用寿期厂房结构设备及部件的重要性建构筑物的

、、、

现状延寿目标和要求等合理确定

、。

3.2鉴定程序及其工作内容

3.2.1核电厂可靠性鉴定应按图中规定的程序进行

3.2.1。

专用

人人文库图可靠性鉴定程序

3.2.1

3.2.2鉴定的目的范围和内容应在接受鉴定委托时根据委托方

、

提出的鉴定原因和要求确定

。

3.2.3收集分析的资料应包括下列内容

：

1岩土工程勘察报告设计文件施工和竣工验收文件维修

、、、

记录施工安装采用的施工验收标准等

、；

·10·

2原设计遵循的标准及通用文件等

；

3核电厂厂址资料

；

4工艺结构布置主要设备设施布置结构形式构件类型

、，，、、

连接构造等

。

3.2.4现场初步调查应包括下列内容

：

1查阅图纸资料包括工程地质勘察报告设计图竣工资

，、、

料检查观测记录历次加固和改造图纸和资料事故处理报

、、、

告等

；

2调查前应了解掌握调查区域的可达性包括环境的照明

，，

状况观察条件放射性污染情况等应配备必要的安全防护工具

、、，、

照明工具等并应在委托方和核电厂技术人员的陪同下实施

，；

3调查建构筑物的历史情况包括施工维修加固改造用

，、、、、

途变更使用条件改变以及受灾害等情况

、；专用

4考察现场调查建构筑物的实际状况使用条件内外环

，、、

境以及目前存在的问题

，；

5确定详细调查与检测的工作大纲拟定鉴定方案并编制质

，

保大纲

。

3.2.5鉴定方案应根据鉴定对象的特点和初步调查结果鉴定目

、

标和要求制订内容应包括检测鉴定的依据详细调查与检测的工

，、

作内容检测方案和主要检测方法工作进度计划及需由委托方完

、、

成的准备工作等

。

3.2.6详细调查与检测宜根据实际需要选择下列工作内容

：

1详细研究相关文件资料

人人文库；

2详细调查结构上的作用和环境中的不利因素以及它们在

，

目标使用年限内可能发生的变化必要时测试结构上的作用或作

，

用效应

；

3检查结构布置和构造支撑系统结构构件及连接情况详

、、，

细检测结构存在的缺陷和损伤

；

4检查或测量承重结构或构件的裂缝位移或变形

、；

·11·

5调查或测量地基的变形检测地基变形对上部承重结构

，、

围护结构系统及吊车运行等的影响必要时可开挖基础检查也可

，，

补充勘察或进行现场荷载试验

；

6检查结构材料的实际性能和构件的几何参数必要时抽检

，

结构材料的力学性能指标

；

7检查围护结构系统的安全状态和使用功能检查围护密封

，

结构的连接是否可靠材料是否老化密封功能是否可靠

，，；

8详细检查尚不明确或对其状况存在怀疑的部位构件现

、，

场初步分析缺陷的严重程度可能的原因

、；

9当发现施工安装偏差不可忽略时补充测量构件尺寸和安

，

装偏差

；

10检查锈蚀腐蚀老化劣化碱化粉化等

、、、；

11当使用条件和原设计不一致时调查实际的荷载大小和

，专用

分布

。

3.2.7可靠性分析与验算应根据详细调查与检测结果对建构筑

，

物的整体和各个组成部分的可靠度水平进行分析与验算包括结

，

构分析结构或构件安全性和正常使用性校核分析所存在问题的

、、

原因分析等

。

3.2.8在核电厂建构筑物详细验算分析评定过程中若发现调

、、，

查的数据资料不足或有显著的偏差时应及时进行补充调查

，、

检测

。

3.2.9核电厂建构筑物的可靠性鉴定评级宜划分为构件结构系

、

统鉴定单元三个层次其中构件和结构系统两个层次的鉴定评

、。

级应包括人人文库安全性等级和使用性等级评定需要时可根据该层次安

，，

全性和使用性的评定结果综合确定其可靠性等级安全性分三个

。

等级使用性分三个等级各层次的可靠性分三个等级并应按

，，，

表规定的评定项目分层次进行评定当不要求评定可靠性

3.2.9。

等级时可直接给出安全性和正常使用性评定结果鉴定单元应

，。

进行可靠性等级评定

。

·12·

表3.2.9核电厂建构筑物可靠性鉴定评级的层次、等级划分及项目内容

层次

ⅠⅡⅢ

层名鉴定单元结构系统构件

一

、

等级二等级

、A、B、Ca、b、c

三

安承载能力

全地基基础—

性稳定性

评—

上部承重结构整体性

定—

结构承载功能承载能力构造和连接

、

承载功能

围护结构—

构造连接

—

建等级

可A、B、Ca、b、c

靠构使用状况

性筑地基基础专用—

鉴物变形

定整使—

体用变形裂缝缺陷

或性上部承重使用状况、、、

评损伤腐蚀

某、

一定结构

水平位移

区—

段使用状况

围护结构—

使用功能

—

等级

A、B、Ca、b、c

可地基基础

靠以同层次安全性和正常使用权性

性上部承重

评评定结果并列表达或按本标准

定结构，

规定的原则确定其可靠性等级

人人文库围护结构

3.2.10专项鉴定的工作程序和内容可根据鉴定目的预期使用

、

条件紧急程度等按本标准第条至第条规定进行适

、3.2.13.2.9

当简化评定的结果可用安全适用基本安全适用和不安全表述

。、。

提出的处理措施应具体并应满足委托方应急工作的需要

，。

3.2.11可靠性鉴定工作完成后应编制并向委托方提交鉴定报

，

告鉴定报告宜包括下列内容

。：

·13·

1鉴定的目的范围内容目标使用年限预期使用条件

、、，、；

2工艺系统设备布置概述

、；

3工程概况包括设计时间开工和竣工时间设计单位施

：、，、

工单位面积高度厂房平面布置主要剖面等

，、、、；

4鉴定的依据

；

5调查检测结果检测试验的项目方法

，、；

6分析计算评定的结果

、；

7鉴定结论

；

8处理措施意见建议

；

9附件主要现场调查记录包括附图附表等

：，、。

3.3可靠性鉴定评级标准

3.3.1核电厂建构筑物鉴定应按下列规定评定等级

专用：

1构件

：

1构件的安全性评级标准

）：

级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的安全

a：、

性要求不必采取措施

，；

级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

b：、

的安全性要求但不完全符合国家现行有关标准的

，

要求经评估不影响安全可不采取措施

，，；

级不符合上述级级相关要求影响安全应采取

c：a、b，，

措施

。

2构件的使用性评级标准

）：

人人文库级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的正常

a：、

使用要求不必采取措施

，；

级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

b：、

的正常使用要求但不完全符合国家现行有关标准

，

的正常使用要求经评估不影响其执行的安全功

，

能可不采取措施

，；

·14·

级不符合上述级级相关要求影响安全功能执

c：a、b，

行应采取措施

，。

3构件的可靠性评级标准

）：

级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的可靠

a：、

性要求不必采取措施

，；

级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

b：、

的可靠性要求但不完全符合国家相关现行有关标

，

准的可靠性要求经评估不影响其执行的安全功

，

能可不采取措施

，；

级不符合上述级级相关要求影响安全功能执

c：a、b，

行应采取措施

，。

2结构系统

：

1结构系统的安全性评级标准

）：专用

级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的安

A：、

全性要求不必采取措施

，；

级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

B：、

的正常使用要求但不完全符合国家现行有关标

，

准的要求经评估不影响安全可不采取措施

，，；

级不符合上述级级相关要求影响安全应采取

C：A、B，，

措施

。

2结构系统的使用性评级标准

）：

级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的正

A：、

常使用要求不必采取措施

，；

人人文库级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

B：、

的正常使用要求但不完全符合国家现行有关标

，

准的正常使用要求经评估不影响其执行的安全

，

功能可不采取措施

，；

级不符合上述级级相关要求影响安全功能执

C：A、B，

行应采取措施

，。

·15·

3结构系统的可靠性评级标准

）：

级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的可

A：、

靠性要求不必采取措施

，；

级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

B：、

的可靠性要求但不完全符合国家现行有关标准

，

的可靠性要求经评估不影响其执行的安全功能

，，

可不采取措施

；

级不符合上述级级相关要求影响安全功能执

C：A、B，

行应采取措施

，。

3鉴定单元可靠性鉴定应按下列规定评定等级

：

1一级符合国家现行有关核安全法规导则及标准的可靠

）：、

性要求不必采取措施

，；

2二级符合国家现行有关核安全法规导则及原设计标准

）：、专用

的可靠性要求但不完全符合国家现行有关标准的

，

可靠性要求经评估不影响其执行的安全功能可

，，

不采取措施

；

3三级不符合上述一级二级相关要求影响安全功能执

）：、，

行应采取措施

，。

人人文库

·16·

4核电厂建构筑物维护

4.1一般规定

4.1.1核电厂建构筑物的维护应包括土建预防性检查老化管

、

理监测维修等相关工作

、、。

4.1.2核电厂应根据本标准第条的规定按照核安全相关

1.0.2，

建构筑物与非核安全相关重要建构筑物的分类进行维护

。

4.1.3核电厂应建立并实施建构筑物的土建预防性检查老化管

、

理监测维修的大纲

、、。

4.1.4核电厂应确定所有的核安全相关建构筑物与非核安全相

专用

关重要建构筑物的土建预防性检查老化探测与监测预测性维修

、、

的频度以保证核电厂建构筑物的可靠性与核电厂整个寿期内的

，

设计要求保持一致

。

4.1.5应根据下述因素确定单个建构筑物的土建预防性检查老

、

化探测与监测预测性维修的频度

、：

1建构筑物对安全的重要性

；

2其固有的可靠性

；

3所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性

；

4运行经验

。

4.1.6当维修不能达到缓解建构筑物构件与部件劣化速率的目

的时应对人人文库可更换的构件与部件制定更换周期对不可更换的构件

，，

与部件评估剩余寿命当评估的剩余寿命不满足要求时应采取防

，，

护或加固等处理措施

。

4.2土建预防性检查

4.2.1建构筑物的土建预防性检查应包括下列类型

：

·17·

1初始检查对建构筑物的初次检查主要采用目视检查

：，

或者只需使用简单的仪器或工具对主体结构附属结构及地基

，、

基础的技术状况进行的目测检查并建立单个建构筑物检查信

，

息档案

；

2定期检查定期检查根据上述初步检查的结果重复进行

：，

根据已检查到的缺陷状况对结构的特殊部位的定期检查的频率可

适当增加日常检查应形成建构筑物缺陷跟踪信息档案

，；

3应急检查极端天气之后及建构筑物局部受到灾害性损伤

：

后为了查明破损状况采取应急措施组织恢复其使用功能进行

，，，，

的针对性检查

；

4特殊检查根据初始定期或应急检查的结果对需要进一

：、，

步判明损坏原因破损程度和使用能力的建构筑物或部件进行专

、，

门的现场检测试验或可靠性鉴定工作

、。专用

4.2.2初始检查应符合下列规定

：

1初始检查应建立单个建构筑物检查信息档案包括名称

，、

编号结构类型设计资料施工资料维修记录等内容

、、、、；

2初始检查主要采用目测方法也可配备简单工具进行

，

测量

；

3初始检查需记录建构筑物的整体外观裂缝变形锈蚀

、、、、

破损等情况

。

4.2.3定期检查应符合下列规定

：

1定期检查应根据初始检查的结果对已有缺陷进行跟踪

检查

；人人文库

2原则上核安全相关与非核安全相关重要建构筑物中厂房

类建筑定期检查周期为年水工构筑物定期检查周期为年

1，5；

3运行时期封闭厂房的检查应安排在每次换料大修期间

；

4对影响运行的关键部位或存在遗留建筑缺陷的部位应根

据具体情况采取相应周期的定期检查

；

5对于混凝土建构筑物检查的参数宜包括材料损失开裂

，、、

·18·

孔隙率和渗透性增大强度的损失以及由于混凝土局部降质造成

、

的混凝土锚固能力的降低等

；

6对于钢结构和部件应检查由于腐蚀造成的材料损失

，；

7对于结构螺栓应检查螺栓的松动螺母的缺失或者松动

，、

以及预载荷损失的其他状态指标

。

4.2.4应急检查应符合下列规定

：

1应根据受异常事件影响的结构决定采取的检查方法工

，、

具和设备

；

2应急检查的内容和方法原则上与定期检查相同但应针对

，

发生异常情况或者受异常事件影响的结构或构件做重点检查以

，

掌握其受损情况

；

3检查的评定标准与定期检查相同当有难以判明破损的原

，

因程度等情况时应做专业检查

、，；专用

4检查结果的记录应与定期检查相同检查完成后应编制

，，

应急检查报告总结检查内容和结果评估异常事件的影响确定

，，，

合理的对策措施

。

4.2.5特殊检查应符合下列规定

：

1初始检查定期检查与应急检查中难以判明损坏原因及程

、

度的建构筑物应进行专业检查

；

2专业检查包括专项检测与可靠性鉴定应根据本标准第

，

节的规定选择开展可靠性鉴定工作的种类

3.1；

3专业检查应委托有相应资质的单位承担

。

人人文库4.3老化管理

4.3.1核电厂寿期内的设计建造调试运行包括延寿运行和

、、、（

长期停堆和退役各阶段都应进行老化管理

）。

4.3.2核电厂建构筑物的老化管理应分析建构筑物老化引起的

性能劣化及建构筑物的过时相比当前知识法规和标准技术带

（、、）

来的影响

。

·19·

4.3.3建构筑物部件的分类筛选应根据对安全的重要性采用基

，

于风险的方法概率安全分析和确定论方法对所选择的部件进行

（）

老化管理的分级和排序采用概率安全评价时如果多重建构筑

。，

物的部件经受相同的老化劣化则应分析共因失效的可能性

，。

4.3.4核电厂应对重要的老化机理进行筛选与分析根据不同的

，

老化效应和老化机理确定相应的老化效应探测的方法监测周期

、、

老化效应缓解方案及劣化趋势分析方法

。

4.3.5核电厂应根据现行核安全导则核动力厂定期安全审查

《》

核动力厂老化管理及电厂运行经

HAD103/11、《》HAD103/12

验建立核电厂建构筑物老化管理大纲

。

4.3.6有效的老化管理大纲应包含表中的基本内容

4.3.6。

表4.3.6有效的老化管理大纲的基本内容

基本内容具体描述专用

筛选

；

老化现象主要的老化机理敏感部位的认知

（、）：

基于老化认知的构筑物部件的材料服役条件危害因素劣化部

1.（1）/、、、

老化管理大纲的范围位老化机理及老化效应

、；

构筑物部件状态指标及验收准则

（2）/；

老化现象相关的定量或定性预测模型

（3）

预防性行动的确定

；

缓解和控制老化监测或检查参数的确定

2.；

劣化的预防性措施需要维持的服役条件即环境和运行条件以及用于减

（），

缓构筑物或部件潜在劣化的操作方法

老化效应的探测检查试验和监测方法

3.人人文库、

监测的状态指标和参数

老化效应的监测；

4.收集有助于构筑物或部件老化评估的数据

和劣化趋势预测；

评估方法包括数据分析和趋势预测

（）

老化效应的缓解运行维护修理和更换活动

5.、、

验收准则用于判断是否需要采取纠正行动的验收准则

6.

纠正行动当某一部件不满足验收准则时需采取的纠正行动

7.

·20·

续表436

..

基本内容具体描述

确保及时对运行经验和研发结果进行反馈的机制如果

运行经验和研发（

8.适用并提供这些反馈已在老化管理大纲中得到充分考

结果反馈），

虑的客观证明

对老化管理大纲实施及所采取行动的文档化管理

；

有助于对老化管理大纲进行评价和改进的指标

；

质量管理确保预防性行动充分适当以及所有纠正行动已经完成

9.、

且有效地确认验证过程

（）；

应遵循的记录保存方法

4.4安全壳结构的监测

4.4.1应对安全壳预应力系统进行定期监测每个月进行测量

，3

读数每年应进行安全壳预应力损失分析形成预应力损失评估

，，专用

报告

。

4.4.2应使用安全壳结构监测永久性仪表系统对安全壳混凝土

应变整体变位温度进行定期监测每个月进行测量读数每年

、、，3，

应进行测量数据分析与系统状态评估形成安全壳结构监测永久

，

性仪表系统评估报告

。

4.4.3应对安全壳结构监测系统进行维护如发现监测系统设备

，

故障应及时维修无法维修的监测仪表需在个月内进行更换以

，3

保证数据记录的完整性与连续性无法更换的监测仪表应采取替

。

代方案无替代方案应进行评估

，。

4.4.4如发生火灾地震局部机械损坏或构件破坏等意外事件

人人文库、、，

应对安全壳结构监测永久性仪表系统增加测量读数频率并通过

，

检测与可靠性鉴定确定结构损伤程度当通过鉴定无法确认安全

。

性与功能性损伤程度时应采取打压试验等方法进行验证

，。

4.5其他建构筑物的监测

4.5.1核电厂应编制建构筑物监测大纲对建构筑物的材料性能

，

·21·

如混凝土强度抗渗性能碳化深度氯离子侵入等与水化学参

（、、、）

数进行定期监测核电厂建构筑物监测大纲应包括详细的监测和

，

检测参数并由有资质的人员进行检测操作

，。

4.5.2所有水工海工构筑物和地下水质的监测周期不宜超过

年

5。

4.5.3对于混凝土建构筑物监测的参数宜包括材料损失开裂

，、、

孔隙率和渗透性增大强度的损失以及由于混凝土局部降质造成

、

的混凝土锚固能力的降低等

。

4.5.4对于钢结构和部件应监测由于腐蚀造成的材料损失

，。

4.5.5对于结构螺栓应监测螺栓的松动螺母的缺失或者松动

，、

以及预载荷损失的其他状态指标

。

4.5.6对于地下水化学值氯化物和硫酸盐应定期监测

（pH、），，

评估其对于混凝土构筑物的影响

。专用

4.5.7对于建构筑物整体沉降与不均匀沉降应定期监测并评估

，

其对建构筑物的影响

。

4.5.8应每年进行边坡稳定性监测对监测数据进行分析并形成

，

评估报告

。

4.5.9应每年进行核电厂区地震数据监测并对监测数据进行整

，

理和分析

。

4.6维修

4.6.1核电厂应根据现行核安全法规核动力厂运行安全规定

《》

与现行核安全导则核电厂维修的要求

HAF103《》HAD103/08

制定维修工人人文库作大纲

。

4.6.2核电厂建构筑物的维修应按不低于原建造时的质量和技

术要求执行

。

4.6.3对于预防性检查发现的建构筑物或部件的缺陷维修工作

，

应根据调查与检测结果判断损伤的机理并制定相应的维修方案

，。

4.6.4对于可靠性鉴定发现的建构筑物或部件缺陷应根据鉴定

，

·22·

结论采取纠正性维修更换或加固措施如需开展建构筑物局部或

、，

整体加固工作应进行专项论证

，。

4.6.5核电厂应根据国家现行的建筑质量验收规范加固规范与

、

制定的专项方案对维修或加固工作进行验收重要维修与加固工

，

作宜通过专家评审验收

。

专用

人人文库

·23·

5调查与检测

5.1一般规定

5.1.1核电厂建构筑物结构的调查与检测应包括建构筑物的使

，

用条件建筑结构现状的调查与检测调查与检测的内容范围和

、，、

技术要求应明确应包括对建构筑物结构整体性和损伤状况的调

，

查必要时应调查和搜集核电厂厂址相关的资料以判定建构筑

。，，

物所在场地的宏观地质状况

。

5.1.2建构筑物结构体系与结构布置结构主要构件的检查与检

、

测应分为有无有效图纸资料与图纸资料不全等情况按下列规

，、专用，

定区别对待

：

1对于具有有效图纸资料的建构筑物应检查实际结构体

，

系结构构件布置主要受力构件等与图纸相符合的程度检查结

、、，

构布置或构件是否有变动应对结构构件与图纸不符合或变动部

，、

分重点进行检查与检测

；

2对于图纸资料不全的建构筑物除应检查实际结构与图纸

，

的符合程度外还应对缺少图纸部分的结构进行重点检查和检测

，；

3对于无有效图纸资料的建构筑物除应通过现场检查确定

，

结构类型结构体系构件布置外尚应通过检测确定结构构件的

、、，

类别材料强度构件几何尺寸连接构造等钢筋混凝土构件还应

、、、，

确定主筋与人人文库箍筋配置及钢筋保护层厚度等并宜在检查与检测的

，

基础上绘制所缺少的主要结构布置图

。

5.1.3对建构筑物的地基基础应通过核查资料观察上部结构

，、

倾斜及裂缝核查地基变形观测资料以及检查上部结构荷载是否

、

超出设计值等进行综合评定当变形比较明显时应进行地基基础

，，

的检测

。

·24·

5.1.4当目测整体倾斜明显或出现地基不均匀沉降引起的裂缝时

，

应测量建构筑物整体局部倾斜或水平侧移构件的倾斜和挠曲变形

、、。

5.2调查与检测的内容

5.2.1使用条件的调查与检测应包括结构上的作用使用环境和

、

使用历史三个部分按照现行国家标准工业建筑可靠性鉴定标

，《

准的相关规定进行并应满足下列要求

》GB50144，：

1结构上作用的调查和检测应包含永久作用可变作用偶

、、

然作用等重点调查和检测结构上的作用较原设计有无变化结构

，，

上作用标准值的取值按照国家现行标准核电厂厂房设计荷载规

《

范的有关规定工程结构可靠性设计统一标准

》NB/T20105、《》GB

的有关原则及原设计文件中的荷载要求进行涉及不明确

50153，

的设备荷载振动荷载等应进行测试

、。专用

2建构筑物的使用环境调查应包括周围的气象环境水文环

、

境结构工作环境和灾害作用环境场地地质环境的调查应包括

、；、

地形水深地貌泥沙工程地质地下水位深度及其对构筑物抗

、、、、、

震的影响等

。

3调查应包括建构筑物使用条件在目标使用年限内可能发

生的变化结构已受到的各种作用和结构工作环境以及使用历史

、

上受到但设计中未考虑的作用例如地基基础不均匀沉陷曾经受

，、

到的超载作用灾害作用等造成的结构附加内力和损伤等

、。

4核电厂建构筑物结构和结构构件所处的控制区辐射环境

作用等级可按表的规定进行调查

，5.2.1。

表5.人人文库2.1控制区建构筑物及结构构件所处辐射环境作用等级

环境类别作用等级环境条件说明损伤机理

区域内平均计量率

绿区中子带电粒子或

C、

7.5Sv/h～25Sv/h电磁波等和固体材

辐射环境μμ

区域内平均计量率料的点阵原子发生

黄区

D一系列碰撞材料的

25μSv/h～2mSv/h，

·25·

续表521

..

环境类别作用等级环境条件说明损伤机理

区域内平均计量率宏观力学热学等性

橙区、

E能退化如肿胀脆

辐射环境2mSv/h～100mSv/h，、

区域内平均计量率化蠕变硬化疲

红区、、、

F劳等

＞100mSv/h

注本表中辐射环境区域按照现行行业标准核电厂运行辐射防护规定

：《》EJ/T270

的相关条款进行划分详细辐射环境区域划分宜按照具体核电厂的相关规定

，

执行

。

5建构筑物的使用历史调查应包括建构筑物的设计与施工

、

用途和使用时间维修与加固用途变更与改扩建超载历史使用

、、、、

荷载与动荷载作用历史以及受灾害和事故等情况

。

5.2.2建构筑物现状的调查与检测应包括地基基础上部结构

、

包括结构构件和非结构构件围护结构建构筑物地基基础上

（）、。专用、

部结构围护结构的调查与检测应按照现行国家标准工业建筑可

、《

靠性鉴定标准所列条款进行并应满足下列要求

》GB50144，：

1地基基础包含地基和基础地基包含天然岩土地基和人工

，

地基地基的调查与检测应包含地质勘察的有关资料地基发生的

，、

沉降倾斜变形和上部结构因不均匀沉降所引起的不良反应基础

、，

结构构件的调查与检测应包含其承载能力细部构造与相关连接

、、

产生的裂缝和变形等

；

2非结构构件围护结构的调查与检测应注意屋面防水与保

、

温层的状态墙体楼板所含的孔洞的封堵状态以及材料的老化侵

，、

蚀状态

；人人文库

3地下海底管线管廊隧洞烟囱等工业构筑物海水

（）、、、，（）

工建构筑物道桥的调查与检测宜根据相关专业的现行国家设

，，

计鉴定标准进行

、；

4重要的建构筑物结构或构件应对其使用环境的异常温湿

度腐蚀辐射等因素进行充分调查并获取相关参数调查辐射对

、、，

建筑材料的材料学特性耐久性物理力学性能所产生的时间

、、

·26·

效应

。

5.2.3结构检测应区分重点部位和一般部位并应根据各类结构

，

的受力特点确定主要检测项目

：

1混凝土结构和砌体结构应以结构的整体倾斜和局部歪闪

，

构件酥裂老化构造连接损伤结构构件的材质与强度截面尺

、、，、、

寸为主要检测项目

。

2钢结构检测时除应以构件材料性能截面尺寸构件及节

，、，

点连接构件变形裂缝损伤缺陷为主要检测项目外尚应重点

，、、、，

检查下列部位的腐蚀或腐朽的状况

：

1埋入地下构件的接近地面部位

）；

2易积水或遭受水蒸气侵袭部位

）；

3受干湿交替作用的构件或节点连接

）、；

4易积灰的潮湿部位

）；专用

5钢结构组合截面空隙小于的难喷刷涂层的部位

）20mm；

6钢索节点锚固部位

）、。

5.2.4建构筑物现状的调查与检测过程中采用监测手段时应

，，

满足下列要求

：

1核电厂建构筑物在可靠性抗震鉴定过程中当无法使用

、，

短期方法予以确认时应监测关键部位的力学行为及其与时间相

，

关的材料与结构特性

；

2既有建构筑物的监测区应分为两类建造期间已有监测系

：

统的加以利用或改进检测鉴定过程及结束后需要增加的监测

，，

内容

；人人文库

3监测系统的设计应满足建构筑物相关行业现行国家标准

的要求

。

5.2.5安全壳现状的调查与检测除按照本标准第条第

，5.2.1、

条第条进行外还应进行以下工作

5.2.2、5.2.3，：

1调查安全壳结构设计有关资料竣工材料结构试验数据

，，

及结论历史缺陷安全壳定期检查过程中的有关数据及评价

，，

·27·

结果

；

2调查核岛区域已有的场地勘察资料地震动参数地质状

、、

况地下排水状况及历史灾害等资料

、；

3开展安全壳材料结构寿期老化管理耐久性相关的试

、、

验与分析宜对耐久性相关的不确定参数进行长期监测或专项

，

试验

；

4整个寿期内在规定压力下进行定期压力试验或定期检查

，

验证安全壳结构的整体性及密封性

。

5.3调查与检测的方法

5.3.1核电厂建构筑物的调查与检测方法应按照现行国家标准

工业建筑可靠性鉴定标准民用建筑可靠性鉴定标

《》GB50144、《

准构筑物抗震鉴定标准和建筑抗震鉴

》GB50292、《》GB5011专用7《

定标准的相关规定进行

》GB50023。

5.3.2对建构筑物进行调查检测时应满足辐射防护对人员设

、，、

备的要求

。

5.3.3可利用结构材料参数与时间的相关特性间接验证建构筑

、

物的结构状态可利用建构筑物对使用工况的变化所产生的响应

，

验证建构筑物的结构状态宜采用较为先进的自动化智能化检测

，、

方法

。

5.3.4建构筑物外部缺陷应采用全数检测方案允许采用经过验

，

证的自行研发或引进的检测方法

。

人人文库5.4调查与检测结果处理要求

5.4.1当需采用不止一种检测方法同时进行检测时应事先约定

，

综合确定检测值的规则不得事后随意处理

，。

5.4.2当怀疑检测数据有离群值时其判断和处理应符合现行国

，

家标准数据的统计处理和解释正态样本离群值的判断和处理

《》

的规定不得随意舍弃或调整数据

GB/T4883，。

·28·

5.4.3检测鉴定报告中应包含调查检测监测若有的相关内

、、（）

容应明确调查内容对建构筑物可靠性抗震鉴定的影响分析检

，、，

测数据的可靠性和合理性

。

专用

人人文库

·29·

6结构分析与校核

6.1一般规定

6.1.1结构或构件应按承载能力极限状态和正常使用极限状态

进行校核

。

6.1.2结构分析与校核应符合下列规定

：

1结构分析与校核应按照现行设计标准进行对于不满足现

，

行设计标准的情况应根据原设计相关系列标准进行分析与校核

，。

2结构分析与校核所采用的计算模型应符合结构的实际受

，

力和构造状况

。专用

3结构上的作用标准值可按结构的实际受力取值

。

4必要时应计入结构或构件所处周围环境的湿度对混凝土

，

干缩徐变和腐蚀的影响

、。

5抗震类混凝土结构钢结构预应力安全壳的承载能

Ⅰ、Ⅱ，，

力极限状态和正常使用极限状态的作用效应应按本标准第

，6.1.3

条的规定选取也可按照原设计系列相关标准选取

，。

6材料强度的标准值应根据构件的实际状况和已获得的检

测数据按下列原则取值

：

1当材料的种类和性能符合原设计要求时应按原设计

），

取值

人人文库；

2当材料的种类和性能与原设计不符或材料性能已显著退

）

化时应根据实测数据按国家现行有关检测技术标准的

，

规定取值

；

3当材料的种类和性能高于原设计时宜按原设计取值特

），，

殊情况下可根据实测数据按国家现行有关检测技术标

，

准的规定取值

。

·30·

7当结构构件受到不可忽略的温度辐射地基变形等作用

、、

时应计入其产生的附加作用效应

，。

8结构分析与验证中可依据相关标准中的有关规定计入

，，

温度作用对钢和混凝土的力学性能强度和弹性模量的影响

（）。

9混凝土的收缩应变和混凝土徐变系数应按国家现行有关

标准的规定确定

。

10应进行钢筋混凝土受弯构件的挠度验算以及钢结构的

，

变形验算

。

11结构或构件的几何参数宜取实测值并结合结构实际的

，

变形施工偏差以及裂缝缺陷损伤腐蚀等影响确定

、、、、。

6.1.3荷载与作用应按下列规定选取

：

1正常荷载应包括下列内容

：

1永久荷载D包括结构的自重固定设备正常运行下

）（），、专用

的自重正常运行下的流体静压力地下水作用静土压

、、、

力地基的不均匀沉降作用及混凝土的收缩和徐变作

、

用等

；

2活荷载L包括正常运行工况下楼面活荷载可移动

）（），（

设备荷载人员重量吊车荷载等可根据实际调查和厂

、、），

址条件确定屋面活荷载取屋面最大积水荷载使用活荷

，、

载及屋面雪荷载按百年一遇取值三者中的最大值

（）；

3正常运行或停堆期间的温度荷载T

）（0）；

4正常运行或停堆期间管道和设备的反力R

）（0）；

5由施加预应力而产生的荷载F

）人人文库（）。

2异常荷载应包括下列内容

：

1由设计基准事故引起的压力荷载P

）（a）；

2由设计基准事故引起的温度作用T包括T

）（a），0；

3由设计基准事故的温度效应引起的管道和设备反力

）

R包括R

（a），0；

4局部荷载R包括由高能管道破裂而产生的反力

）（r），

·31·

R由高能管道破裂所产生的喷射冲击荷载R及

（rr）、（rj）

由高能管道破裂所产生的撞击荷载R等

（rm）；

5内部水淹作用于安全壳的荷载H

）（a）。

3严重环境荷载应包括下列内容

：

1风荷载W按厂址地面以上高处年一遇

）（），10m1003s

阵风的平均最大风速确定

；

2运行安全地震动对应的运行安全地震作

）（SL-1）

用E

（0）。

4极端环境荷载应包括下列内容

：

1龙卷风荷载W包括龙卷风风压荷载W大气压

）（t），（w）、

迅速变化引起的压差荷载W及龙卷风的飞射物荷载

（p）

W等

（m）；

2极限安全地震动对应的极限安全地震作

）（SL-2）专用

用E

（s）。

5其他极端事件荷载应包括下列内容

：

1内部飞射物产生的撞击荷载A包括反应堆厂房中

）（1），

由控制棒或阀门部件等飞出引起的荷载乏燃料容器坠

、

落而引起的荷载等

；

2外部爆炸引起的冲击波荷载A

）（2）；

3外部飞射物引起的荷载A包括飞机坠毁汽轮机部

）（3），、

件飞出而引起的荷载等

；

4洪水引起的荷载A

）（4）。

6.1.4当需要通过结构构件载荷试验检验其承载性能和使用性

人人文库

能时应按现行国家标准的有关规定执行

，。

6.1.5抗震类建构筑物应进行承载力验算必要时应进行

Ⅰ、Ⅱ，

地基沉降验算如适用与极限安全地震动相关的地基液

。，（SL-2）

化效应应予以核实

。

6.1.6核电厂建构筑物除应按本章进行结构分析与校核外需要

，

时还可按本标准附录的规定进行抗震裕度评估

A。

·32·

6.2Ⅰ、Ⅱ类建构筑物分析与校核

6.2.1混凝土及钢结构构件应根据承载能力极限状态进行验算

，

结构构件的承载力应满足下式要求

：

SkR..

≤（621）

式中S结构构件承载能力极限状态的荷载效应组合设计值

：———；

k承载力调整系数

———；

R结构构件的承载力设计值

———。

6.2.2混凝土及钢结构构件应进行正常使用极限状态的验算结

，

构构件应满足下式要求

：

SC..

≤（622）

式中S正常使用极限状态的荷载效应组合值

：———；

C结构构件达到正常使用要求所规定的限值

———专用。

6.2.3混凝土结构构件应按表所列各种工况的荷载效应

6.2.3

组合进行承载力验算

。

表6.2.3混凝土结构构件工况及荷载效应组合

抗震类别工况荷载效应组合

.D+.L+.R

Ⅰ、Ⅱ正常运行1417170

.D+.L+.T+.R

Ⅰ、Ⅱ105131050130

.D+.L+.W+.R

Ⅰ、Ⅱ141717170

.D+.L+.E+.R

Ⅰ、Ⅱ正常运行加严重环境1417170170

.D+.L+.W+.T+.R

Ⅰ、Ⅱ10513131050130

.D+.L+.E+.T+.R

Ⅰ、Ⅱ105131301050130

D+L+T+R+E

Ⅰ正人人文库常运行加极端环境00s

D+L+T+R+W

Ⅰ00t

异常运行D+L+T+R+.P

Iaa125a

异常运行加严重环境D+L+T+R+.P+R+R+R+.E

Ⅰ、Ⅱaa115arrrjrm1150

异常运行加极端环境D+L+T+R+P+R+R+R+E

Ⅰaaarrrjrms

D+L+T+R+A

Ⅰ正常运行加其他001

极端事件D+L+T+R+A

Ⅰ002

·33·

续表623

..

抗震类别工况荷载效应组合

正常运行加其他D+L+T+R+A

Ⅰ003

极端事件D+L+T+R+E+A

Ⅰ00s4

注本表所列的各种荷载效应组合中任何一种荷载足以减小其他荷载的效应

：1