核电站安全壳结构检测

核电站安全壳结构检测：常见项目9项，包括温度、外观质量等，依据GB/T 50476-2019等标准执行，判定以标准条款为准。

检测项目

热学性能

温度

外观质量

• 整体变位
• 结构应变
• 表面裂缝
• 钢束力
• 变形和位移
• 结构应力
• 应变

检测范围

适用于建材领域常见产品与材料的送检；样品要求依适用标准规定，委托前可确认取样数量与状态。

检测方法

目测检查法：在规定光照与观察距离下检查外观缺陷、标识完整性与印刷质量

标准样对照法：与标准样品比对判定外观等级

检测仪器

• 目视检查（标准光源箱条件下）
• 显微镜
• 标准样品

检测标准

常见适用标准如下；标准存在更新或替代时，以委托时现行有效版本为准：

NB/T 20017-2010《压水堆核电厂安全壳结构整体性试验》（7.6）

ACI 359-2004 混凝土反应堆及安全壳规范 CC6224、CC6400

NB/T 20348-2015《8、11.2 压水堆核电厂安全壳永久性仪表系统的安装和试验技术规程》

Rcc-G 88 核电站设计与建造规程 法国压水堆核岛土建设计与建造规程 Rcc-G88

RG 1.90-2012 灌浆钢束预应力混凝土安全壳结构在役检查 RG 1.90-2012

CAN/CSA-N287.6-115.2、7.1 CANDU核电厂混凝土安全壳结构运行前的验证和泄露率试验要求

NB/T 20505-2018《6、7 核电厂预应力混凝土安全壳结构在役检查要求》

CAN/CSA-N287.7-085.1、7.1 CANDU核电厂混凝土安全壳结构在役检查和试验要求

GB/T 50476-2019《混凝土结构耐久性设计标准 3.5、6》

ACI359-2004CC6350、CC6400 混凝土反应堆及安全壳规范

NB/T 20325.4-2018《压水堆核电厂安全壳预应力技术规程 第4部分：监测 8》

ACI359-2004CC6223、CC6400 混凝土反应堆及安全壳规范

ACI359-2004CC6224、CC6400 混凝土反应堆及安全壳规范

CAN/CSA-N 287.6-11 CANDU核电厂混凝土安全壳结构运行前的验证和泄露率试验要求 CAN/CSA-N287.6-11

检测说明

本页内容依据公开发布标准与公开资料整理，所引标准以现行有效版本为准。