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AP1000核电站辅助厂房总体布置分析及优化AP1000辅助厂房替代了传统核电站的辅助厂房、燃料厂房、电气厂房和连接厂房。
厂房总体布置是工艺、建筑、结构和模块设计的顶层设计纲领，对整个设计过程起着重要作用。
文章从功能划分、灾害防护、辐射防护和施工方式等几个方面，分析了辅助厂房的总体布置特点，并大胆提出了优化方案。
标签：AP1000；辅助厂房；总体布置引言AP1000核电站引入了非能动安全系统和模块化施工的先进理念，具有简单、安全、可靠的特点。
而这些先进系统的功能实现，都需要通过厂房总体布置来满足其要求。
目前国内几大核岛设计院、高校和企业都对AP1000的反应堆厂房研究较多较透，而对于辅助厂房相关的研究较少。
那么辅助厂房的总体布置是如何设计的？考虑了哪些因素？有什么特点呢？1 概述辅助厂房主要用于保护和屏蔽位于安全壳外抗震Ⅰ类的机械设备和电气设备，具有抵御飓风、洪水、龙卷风、海啸和地震等外部灾害而不丧失执行安全功能的能力，也能抵御火灾和水淹等内部灾害而不丧失执行安全功能的能力。
辅助厂房为钢筋混凝土结构，满足抗震Ⅰ类要求，辅助厂房和反应堆厂房是在同一块基础底板之上，钢筋混凝土底板约厚 1.8m。
辅助厂房环绕屏蔽厂房周围大约70%圆周长度，占地面积约1400m2。
[1]2 功能区介绍辅助厂房可以分为以下几个功能区域：主控室、1E级仪表和控制系统、1E 级电气系统、燃料处置区、机械设备区、安全壳贯穿区、主蒸汽和主给水隔离阀门间。
见图1辅助厂房的分区和表1功能区的位置。
[1]2.1 主控室主控室位于2区的四层，主要包括主控制区、运行工作区、开关室以及办公室。
主控室主要为运行人员提供监控和干预核电站运行的场所，提供在正常工况下电厂安全运行以及事故工况下保持电厂在安全状态所需的人机接口。
2.2 1E级仪表及控制系统1E级仪表和控制系统位于1、2区的一至四层，包括保护和安全监测系统（PMS）、电厂控制系统（PLS）以及数据显示和处理系统。
AP1000机械模块设计分析摘要：本文对核电站AP1000反应堆型模块化设计概念及机械模块进行了介绍，从模块化的概念，机械模块的定义、组成、分类、分级以及机械模块的设计准则、设计顺序等方面进行了分析，阐述了机械模块设计的重要性和复杂性，对机械模块设计规律的掌握和问题的避免有一定的意义。
关键词：模块化 机械模块 设计准则 设计顺序一、引言AP1000是我国从美国西屋公司引进的第3代压水堆核电站，其特点是采用非能动安全措施和模块化设计。
因为模块化设计可以提高电站施工质量和加工、安装效率，所以模块化设计被广泛的应用在AP1000电厂中，模块主要有结构模块，机械模块，电气模块，和模块互连管道。
机械模块是各类模块中比较重要的一类模块，包含各类设备和工艺管道，甚至钢结构，通风结构和电气，仪表等，因为其结构复杂，形式多样，涉及的接口众多，故其在设计时需要考虑很多方面的内容。
此外，在后期的制造和安装过程中，机械模块可能出现的问题也需要在其设计阶段就考虑进去，以尽量避免制造和安装时的问题，减小制造安装难度。
因此，模块的具体设计成为了最重要的环节。
以下本文将对机械模块设计时需注意的问题进行分析。
二、机械模块的概述1. 模块化设计的概念模块化即采用模块式设计，之后将模块部件在工厂建造，成为独立的运输单元，以便后期在现场由螺栓或者焊接连接。
在被安装到相应区域之前，模块中所有的系统部件都要装配好。
采用模块化方式，电厂可以在设计时将同一系统的一部分物项设计在同一区域内，或者将不同系统和功能的物项划分在同一区域，这些物项都预装集成在同一结构框架上，作为一个整体单元运到现场，在现场被拼装成更大的模块或者直接安装到电厂中。
2．机械模块的定义机械模块内包含如泵、换热器、风机、空气处理机组、过滤器等设备，这些设备和与之相连接的管道、阀门、风管、托盘、仪表、电缆和支架等安装在一个共同的钢结构框架上。
预先布置并组装在一起后，作为一个整体单元安装到厂房的指定区域。
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【摘要】随着化石能源的减少,核能是达到工业应用、可大规模替代化石燃料的新能源.钢质门作为核电站中重要的防护设备,其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等.本文以对开式普通钢质门为研究对象,以安全停堆地震作为设计地震载荷,采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估.结果表明:钢质门整体结构均能满足安全停堆抗震设计要求.钢质门以前后弯曲振动为主,左右门扇锁紧处应力最大,局部结构有待加强以提高安全裕度.【期刊名称】《门窗》【年(卷),期】2016(000)008【总页数】3页(P37-38,40)【关键词】AP1000核电站;对开式普通钢质门;抗震性能【作者】张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【作者单位】扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;江苏金秋竹集团有限公司自动门窗研究所【正文语种】中文AP1000（Advanced Passive，百万千瓦级）核电站是一种先进的非能动型压水堆核电站，具有安全性高、经济性好、可靠性高等优点［1-7］。
钢质门是AP1000核电站中重要的防护设备，其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等。
在这些载荷中，地震是引起核电站泄漏事故重要原因［8］。
为防止、减少核电站由于地震而造成破坏及损失，钢质门的抗震性能对于AP1000核电站的安全性、经济性和可靠性具有重要意义。
本文以对开式普通钢质门为研究对象，以安全停堆地震作为设计地震载荷，采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估。
总结该类型产品对地震的响应特点，为其研发提供有利的科学依据。
AP1000核电站钢质门包括六种类型：向外左开式、向外右开式、向内左开式、向内右开式、向外双开子母式和向外对开普通式。
本文以向外对开普通式钢质门为研究对象，其结构主要包括门扇、闭门器、合页、逃生装置、把手及锁芯等，如图1所示。
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介夏祖讽（上海核工程研究设计院，上海200233）[摘要]首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况，同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索，接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。
本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息，以供参考。
[关键词]核电厂；抗震设计；AP1000；基础隔震[中图分类号]TL4[文献标识码]A[文章编号]1009-1742（2013）04-0052-051核电厂的抗震设计地震动要求1.1近期美国的规范性提升美国在20世纪70年代初所确定的核电厂地震设计输入安全停堆地震（SSE）应采用10-4/年的概率水平，且提供著名的RG1.60地面设计反应谱[1]已为全世界核能界所广泛接受。
80年代中期美国虽已停建了商用核电厂，但对如何更合理地确定核电厂的设计基准地震动的探索却始终没有停止过。
美国核管制委员会（NRC）在1997年就根据对建成核电厂所作的地震风险分析评估活动加以深入研究后推出了它的新导则RG1.165[2]，规定今后新的核电厂SSE的参考概率提升为10-5/年。
2006年由土木工程师协会出面，在ASCE43-05的核设施抗震设计准则[3]中提出，核电厂的设计地震外界风险虽仍可维持在原先10-4/年水平上，但为了确保新一代核电厂安全功能的需要，功能安全目标概率应为10-5/年。
这一基于功能方法来确定核电厂抗震输入的新提法逐渐获得业界专家的广泛认同。
NRC在2007年又出台新导则RG1.208[4]来替代10年前的RG1.165，接受ASCE43-05标准中基于功能方法的观点，再次明确新一代核电厂安全功能目标概率应为10-5/年。
这样一来美国对新一代核电厂地震设计输入的实际操作水平已达到70年代确定的SSE的1.0~1.8倍，其中美国西部强震区可基本持平不变，而美国中东部稳定大陆区的新一代核电厂的地震设计输入则最多会增至近1.8倍[5]。
AP1000核电站余热排出热交换器的抗震性能分析周丹【摘要】Dynamic model of the AP1000 passive residual heat removal heat exchanger was built, which including beam element, mass element and rigid beam connect element and considering the hydrodynamic mass effect. Response spectrum method was used in the seismic analysis which have considered the dynamic response of low frequency and static response of high frequency. The maximum response of structure was obtained under the safety shutdown earthquake condition, and the result shows that the heat exchanger can still remain the boundary completion and strength safety.%建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响.通过反应谱动力分析和等效静力分析方法相结合,综合考虑了低阶模态的动态反应和高阶模态的静态反应,得到了安全停堆地震(SSE)工况下结构内的最大应力、支撑处的最大作用反力,以及各组件接口传递的力和力矩.结果表明,该热交换器在SSE地震事故下,仍能保证结构边界的完整性和结构强度的安全性,具有较好的安全裕度.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】5页(P23-27)【关键词】余热排出热交换器;反应谱方法;安全停堆地震;模态分析【作者】周丹【作者单位】东方电气(广州)重型机器有限公司,广东,广州,511455【正文语种】中文【中图分类】TL353;P315.90 引言在AP1000第三代核电站中，非能动堆芯余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统中的一个关键设备，在非失水事故发生时，该热交换器可通过自然循环将堆芯衰变热通过内置换料水箱(IRWST)中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳传递到作为最终热阱的大气中，从而保证核电站的非能动安全性［1］。
AP1000构筑物、系统和部件分级体系浅析摘要：对核电厂构筑物、系统和部件分级的目的在于对于物项分级管理，以相对有限的资源保证核电厂的安全性、可靠性和经济性。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类和规范分级等;同时也有自身的特有分级，包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）。
本文将对上述分级方法所构建的AP1000构筑物、系统和部件分级体系进行总结和分析。
关键词：AP1000;核电厂;物项分级1.前言IAEASSR-2/1文件规定[1]：“必须确定所有安全重要物项并根据其安全功能和安全重要性分级。
”对于传统压水堆核电厂构筑物、系统和部件（通称为“物项”）分级含义而言，狭义上专指物项的安全分级，广义上除安全分级外，还包括抗震分类、规范分级和质量保证分级。
由我国从美国西屋公司引进的第三代非能动核电厂AP1000采用非能动安全系统，运用设计简化、数字化仪控和模块化设计建造等先进理念，具有较高的安全性和良好的经济性，AP1000型核电厂将成为我国核电后续发展的重要堆型。
AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类、规范分级等;同时提出了特有的分级方法，其中包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）等。
本文对AP1000的物项分级体系进行系统性的总结和分析，使AP1000设计、建造和运行的相关人员加深对AP1000物项分级的了解。
2.常规分级在常规分级方面，AP1000的相关分级包括安全分级、抗震分类和规范等级，但并不包括质量保证分级。
下面将对这些分级进行逐一介绍，同时对AP1000未采用质量保证分级的情况作分析说明。
AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析AP1000核电站是一项复杂的工程，需要考虑到各种因素，如安全、可靠性、抗震性能等。
钢质门作为核电站在安全方面的重要组成部分，其抗震性能是非常关键的。
本文通过对AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能的分析，为读者提供一些参考。
首先，对于AP1000核电站来说，钢质门需要在地震过程中承受的振动和震动是非常大的。
因此，在选用钢质门的材质上，需要选择高强度、高韧性的钢材作为原材料。
在制造过程中，需要严格按照要求进行焊接和表面处理，保证门体的强度和韧性。
除了材质和制造工艺之外，对于钢质门在地震情况下的抗震性能来说，还需要考虑门的结构设计。
一般来说，钢质门通常采用框架结构或者梁柱结构，以保证门体在地震过程中的整体稳定性。
另外，在地震过程中，钢质门的闭合和开启也需要考虑到。
因为在某些地震情况下，可能需要将门打开以排放介质或者进行延迟熔融等操作。
因此，必须设计出一种合适的机构，能够在地震情况下正常开启钢质门，并且保证门体能够迅速闭合。
最后，还有一些辅助设施，如门的密封、门扇的防风和雨水等保护措施。
这些措施在地震过程中也非常关键，能够保护AP1000核电站的各种设备和管道不受到外部环境的影响。
综上所述，AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能是非常重要的。
在设计和制造过程中需要选择高强度、高韧性的钢材，采用框架结构或者梁柱结构，并严格按照要求进行焊接和表面处理。
同时，还需要考虑门的机构，以及密封、防风和雨水等保护措施。
对于AP1000核电站来说，只有保证门的抗震性能，才能确保核电站的安全和可靠运行。
为了进一步分析AP1000核电站对开式普通钢质门的抗震性能，我们需要了解一些相关数据。
以下是一些可能有用的数据：1. 钢质门材料的强度和韧性参数：一般来说，钢质门的材质需要具有高强度和韧性，才能承受地震过程中的振动和震动。
例如，某些型号的钢质门的抗拉强度可以达到1200MPa，屈服强度可以达到1100MPa以上，总延伸率可以达到15%以上。
收稿日期：2018-03-22作者简介：高东博（1984-），男，河北省武安市人，工学硕士，中交第四航务工程勘察设计院有限公司工程师，港口、海岸及近海工程专业，主要研究领域为港口码头以及核电海工工程的设计。
浅谈核电厂海工工程抗震设计思路高东博，刘光霞摘 要：环境问题日益突出，核电厂作为清洁能源在战略上有着极大的竞争力。
但是自2011年日本福岛核电事故之后，核电厂的抗震安全面临更为严峻的问题。
我国是一个多地震国家，具有范围广、频率高等特点，对于核电厂工程结构的抗震设计也面临许多问题。
由于核电厂安全性的要求，本文对比了现行的三本有关核电厂抗震设计规范的具体要求，并针对不同核电厂机组的海工构筑物，进行抗震设计的梳理。
关键词：核电厂；海工工程；抗震设计中图分类号：P315 文献标识码：A 文章编号：1006-7973（2018）05-0249-02一、背景自核电厂问世之时，其安全问题就备受关注。
一旦发生严重事故，对政治、经济及社会的影响是巨大的。
我国核电的发展起步较晚，现行的规范基本都是参考国外规范制定，目前，我国大多数的核电厂都建在滨海区域，核电厂取排水等海工构筑物，对维护核电厂安全运行起着至关重要的作用，不仅要保证取排水通畅，保障冷却水源，并且能够抵御外海风浪，一旦发生紧急状况，能够安全停堆。
而地震又是造成核电厂安全事故的主要威胁之一，因此，对核电厂海工工程抗震设计的梳理就显得尤为重要。
二、主要设计思路 1．现行依据针对核电厂海工构筑物的抗震设计，目前可依据的规范主要有如下三册：（1）1997年，颁布的《核电厂抗震设计规范》；（2）2011年，国家能源局发布的《核电厂海工构筑物设计规范》；（3）2015年，国家能源局发布的《核电厂水工设计规范》，这三本规范都对核电厂海工构筑物的抗震设计提出一定的要求，但又不尽相同。
因此在进行核电厂海工抗震设计时，需根据具体情况进行分析。
2．明确海工构筑物物项等级类别海工构筑物的安全等级主要分为：安全级（SC ），非安全级（NC ），非安全级构筑物中，根据重要程度又划分安全重要物项NC （S ）[1]。
24卷1期2008年3月世 界 地 震 工 程WORLD E ARTHQUAKE E NGI N EER I N G Vol .24,No .1Mar .,2008收稿日期:2007-08-16; 修订日期:2008-01-23 作者简介:李忠诚(1971-),男,高级工程师,主要从事核电站厂址评估及地震安全分析与研究工作.文章编号:100726069(2008)0120137206AP1000抗震分析与设计特点研究李忠诚杨孟嘉(中广核工程有限公司工程技术部,广东深圳518124)摘要:对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国潜在厂址的情况进行对比。
研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、地基岩土条件、抗震裕度分析等几个主要方面。
通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,对其设计特点和适应性加深理解,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题。
研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材。
其中关于抗震裕度分析的研究内容对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA 分析亦有借鉴意义。
关键词:AP1000;抗震分析;设计;抗震裕度分析中图分类号:P315 文献标识码:AStudy on the ma jor character isti cs of se is m i c ana lysisand desi gn of AP 1000L I Zhong 2cheng Y ANG Meng 2jia(Depart m ent of Engineering Technol ogy,China Guangdong Nuclear Power Engineering Company,Shenzhen 518124,China )Abstract:The maj or features of seis m ic analysis and design of AP1000are studied,which are compared with the relatives of an existing nuclear power p lant and with actual situati on of a potential site in China .The i m portant is 2sues f or the seis m ic design and safety evaluati on of a nuclear power p lant are e mphasized in this article,na mely seis m ic categories,res ponse s pectra of design gr ound moti on,s oil conditi ons and seis m ic margin analysis .A s better understanding about the maj or characteristics of the seis m ic analysis and design of the nuclear power p lant,the p re 2li m inary evaluati on conclusi ons on the technical issues and maturity of AP1000seis m ic design,and als o s ome sug 2gesti ons for the successive study and engineering i m p le mentati on are raised .And the research contents with related t o seis m ic margin analysis of AP1000would be p r ovided s ome useful references t o the seis m ic safety evaluati on and Level 3PS A f or an existing nuclear power p lant .Key words:AP1000;seis m ic analysis;design;seis m ic margin analysis1 前言AP1000是美国西屋公司开发的一种两环路1000Mwe 非能动型的压水反应堆核电站,其设计满足美国用户要求文件(URD )[1],具有被逐步认同的所谓“第三代”先进轻水堆的相对简单性、安全性和可靠性等特点。
