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AP1000核岛反应堆厂房微网点布设施工工法AP1000核岛反应堆厂房微网点布设施工工法一、前言随着能源需求的增加和环境污染的加剧，核能在全球能源结构中的地位越来越重要。
AP1000核岛反应堆是世界上最先进的核能发电技术之一，具有安全性高、经济性强等优势。
在AP1000核岛反应堆的建设过程中，微网点布设施工工法被广泛应用，以提高工程质量和施工效率，进一步推进核电发展。
二、工法特点微网点布设施工工法是一种将施工作业划分为多个独立的小作业，通过网络连接起来，实现同步施工的工法。
该工法具有以下特点：1.高效率：通过合理的分工与协作，实现施工作业的同步进行，大幅度提高施工效率。
2.质量控制：每个小作业都有专门的责任人负责，对各项工作进行严格的质量控制，确保工程质量达到设计要求。
3.安全性高：施工作业同时进行，可以有效减少工地拥挤、危险因素等，提高施工安全性。
4.经济性强：微网点布设施工工法有效利用了资源，减少了不必要的等待时间和浪费，提高了资源利用效率，降低了工程成本。
三、适应范围微网点布设施工工法适用于AP1000核岛反应堆厂房微网点的布设施工，例如设备安装、管道布设等，能够满足大型工程的施工需求。
四、工艺原理微网点布设施工工法的原理是通过合理划分作业区域和工作任务，进行分工协作，并采取一系列的技术措施来保障工程的稳定和成功。
具体包括：1.责任划分：根据施工任务的复杂程度和难度，合理划分责任区域和责任人，明确各个小作业的职责和任务；2.网络连接：通过网络连接各个小作业，实现施工任务的同步进行，确保时间节点的严格控制；3.协调沟通：设置专门的协调员，负责各个小作业之间的协调沟通，解决各类问题和矛盾；4.监督检查：对各个小作业进行定期的监督检查，及时发现和解决问题，确保施工工艺符合设计要求。
五、施工工艺微网点布设施工工法主要包括以下几个施工阶段：1.作业策划：制定施工计划和时间节点，并对每个小作业进行具体的流程设计；2.责任划分：根据施工任务的不同，确定责任人和小组，明确各个小作业的职责和任务；3.网络连接：通过合理设置临时设施和网络连接，实现各个小作业的同步进行，确保施工过程的顺利进行；4.协调沟通：设置专门的协调员，负责各个小作业之间的协调沟通，解决各类问题和矛盾；5.监督检查：对各个小作业进行定期的监督检查，及时发现和解决问题，确保施工工艺符合设计要求；6.质量控制：制定严格的质量控制标准和程序，通过各类检测手段确保工程质量；7.安全措施：针对施工过程中的危险因素，采取相应的安全措施，确保施工安全。
三门核电站AP1000机组主要厂房由核岛厂房和常规岛厂房组成：核岛（NI）：核反应堆厂房(Containment Bld.)、核辅助厂房(Auxiliary Bld.) 、附属厂房(Annex Bld.) 、放射性废料厂房(Radwaste Bld.) 、柴油发电机组厂房(Diesel Generator Bld.) 。
反应堆厂房和辅助厂房的基础为连成一体的大型筏板基础，辅助厂房为剪力墙和混凝土楼板结构，辅助厂房部分楼板和墙体和反应堆厂房的基础连为一体。
附属厂房，放射废物厂房与辅助厂房的结构外边距离为51mm，基础为筏板基础，主要主体结构是钢结构。
柴油发电机厂房为筏板基础，上部为钢结构。
常规岛(CI)：汽轮发电机厂房、海水泵房、排水构筑物、变压器区域等。
AP1000核岛两台机组间距为210m。
反应堆厂房概述三门核电反应堆厂房为圆筒状，可根据CV钢壳将本厂房划分为CV外部结构（反应堆基础、屏蔽墙、穹顶）和CV内部结构。
核反应堆厂房施工工艺介绍根据施工组织设计及反应堆内部结构的施工工艺特点主要有：1、大体积混凝土施工；2、模块化施工；3、自密实混凝土在施工中的运用；4、土建与安装、 CV 内部与外部的深度穿插施工。
1、大体积混凝土施工反应堆内部结构共有5个施工层属于大体积混凝土的范畴。
施工过程中，项目部严格按照大体积混凝土的施工工作程序来组织混凝土的浇筑，并进行了精心的测温和砼养护，取得了较好的效果，各层混凝土均未产生有害裂缝。
2、模块化施工反应堆内部结构的施工过程中，需要安装大量的结构模块、设备模块。
其中主要有：CA模块：CA01~05、31~37、55~58CB模块：共36个CH模块：CH51~59CS模块：CS11、12、15、17模块安装后，需进行调整，固定，OLP板、贯穿件、管道、钢筋等物项的安装。
完成后，方可浇筑混凝土。
可以说，模块的施工，在很大程度上影响着内部结构的施工质量和进度。
3、自密实混凝土在施工中的运用在内部结构的施工，有较多部位因结构的特点采用了自密实混凝土。
当来自启动给水系统的余热去除或化容控制系统的补给容量不足或不可用时，PXS提供了与安全相关的安全注射和来自反应堆冷却剂系统（RCS）的余热去除。
PXS 设备位于安全壳内。
非能动堆芯冷却系统草图2)主要功能应急堆芯余热去除应急反应堆补给/硼酸安全壳pH控制安全注射3)设备描述4)堆芯补给罐（CMT）两台CMT是垂直的，圆柱形罐，带半球形顶封头和低封头。
由碳钢制成，内衬不锈钢衬里，位于107英尺地板高度，位于连接到压力容器上的DVI管线上方，位于靠近热端底部同一高度。
5)蓄压器两台蓄压器是球罐，内衬不锈钢衬里。
位于安全壳里面，在CMT下方的地板上。
收集器主要冲有硼酸水和氮气。
每个蓄压罐和DVI管道相连。
正常运行时，用串联的两个截止阀将蓄压器与RCS隔离。
6)安全壳内换料水储存罐IRWST 是大的不锈钢衬里罐，位于反应堆操作平台的下面。
罐作为反应堆内部结构的一部分，和钢制安全壳隔离。
IRWST 底部位于RCS的上面。
IRWST通过两条DVI管线和RCS相连。
IRWST顶部安有通风管。
7)非能动余热去除热交换器PRHR HX由C型管连接在一起的输入封头 、输出封头组成。
PRHRHX 图8)pH 调节篮PXS使用四个调节篮来进行安全壳污水坑的Ph控制，篮子由不锈钢制造带前网。
4.11.2.非能动余热去除PXS 配有 100%容量的非能动余热去除换热器（PRHR HX）。
PRHR HX 的进/出口与RCS 回路的热/冷段分别相连，PRHR HX 在 蒸汽发生器给水合蒸汽系统扰动瞬间保护电厂。
PRHR HX 满足给水丧失、给水管破裂、蒸汽管破裂的安全准则。
IRWST 为 PRHR HX 提供热井。
IRWST 的水量可保证吸收衰变余热一个小时也不致沸腾。
一旦沸腾，蒸汽便通向安全壳，蒸汽在钢制安全壳内冷凝后又回流到IRWST。
PRHRHX 与非能动安全壳冷却系统可长久地去除衰变热而无需运行人员的任何干预。
4.11.3.非能动安全壳冷却系统非能动安全壳冷却系统 PCS 为反应堆提供了最终的热井。
