核电站建筑物及其特点.
核电厂基本知识
核电厂基本知识目录一、核电厂概述 (2)1.1 核电厂的定义 (3)1.2 核电厂的类型 (3)1.3 核电厂的安全与防护 (4)二、核电厂的工作原理 (5)2.1 核裂变与核聚变 (6)2.2 反应堆的结构与功能 (7)2.3 核电厂的能量转换过程 (8)三、核电厂的组成部分 (9)3.1 核反应堆 (10)3.2 冷却剂系统 (11)3.3 控制棒驱动系统 (12)3.4 发电与输电系统 (13)3.5 核废物处理与处置系统 (15)四、核电厂的安全运行与管理 (16)4.1 安全文化的重要性 (17)4.2 安全管理体系的建立与实施 (19)4.3 安全监督检查与风险评估 (20)4.4 应急准备与响应 (21)五、核电厂的经济性与环境影响 (23)5.1 核电厂的投资成本与收益分析 (24)5.2 核电厂对环境的影响 (25)5.3 核电厂在能源结构中的地位与作用 (27)六、核电厂的发展趋势与挑战 (28)6.1 核电厂技术的创新与发展 (29)6.2 核电厂面临的挑战与应对策略 (30)6.3 核电厂未来的发展趋势 (31)一、核电厂概述核电厂是一种利用核能进行发电的设施，其核心是通过核裂变或核聚变反应产生大量的能量，从而驱动发电机组发电。
与传统火力发电相比，核电厂具有高效、清洁、低碳等优点，因此在能源结构转型和应对全球气候变化方面具有重要意义。
核电厂的主要组成部分包括核反应堆、汽轮机、发电机、蒸汽发生器、安全系统等。
核反应堆是核电厂的核心部分，负责将核能转化为热能；汽轮机则将热能转化为机械能，进而驱动发电机发电；发电机则是将机械能转化为电能的设备；蒸汽发生器用于将汽轮机产生的蒸汽进一步加热，以提高发电效率；安全系统则负责在紧急情况下对核电厂进行保护，确保人员和设备的安全。
核电厂的安全运行至关重要，因此核电厂在设计、建造和运行过程中都需要严格遵守国际核安全法规和标准，以确保其长期稳定运行。
混凝土在核电站建设中的应用
混凝土在核电站建设中的应用混凝土是一种常用于建筑和基础工程的材料，其在核电站建设中具有重要的应用。
本文将从混凝土在核电站中的角色、混凝土的特性以及混凝土在核电站建设中的应用等方面进行探讨。
一、混凝土在核电站中的角色混凝土在核电站建设中起到承重和保护的关键作用。
首先，核电站的各种设备和建筑结构都需要坚固的基础来支撑。
混凝土作为一种强度高、耐久性好的建筑材料，能够提供稳定的承重能力，保证核电站的结构安全。
其次，混凝土还能提供辐射防护。
核电站中放射性物质的存在对人员和设备都会带来一定的风险，而混凝土具有较好的辐射吸收和屏蔽能力，可以有效减少辐射对周围环境的影响。
二、混凝土的特性混凝土的主要成分是水泥、骨料和粉煤灰等材料的混合物。
具有以下几个显著的特性：1. 高强度：混凝土经过充分的搅拌、振捣和硬化后，能够获得很高的抗压强度，能够承受大部分核电站的载荷；2. 耐久性：混凝土能够抵御化学和物理的侵蚀，能够长期保持结构的强度和稳定性；3. 密封性：混凝土可有效防止水、气体、辐射等的渗透，避免对核电站的设备和材料带来损害；4. 成型性：混凝土在施工过程中可根据需要进行灌注、浇筑等加工，能够适应各种形状和结构要求。
三、1. 核反应堆厂房：核反应堆厂房是核电站最核心的部分，也是放射性物质最集中的区域。
混凝土在核反应堆厂房的建设中扮演着关键的角色。
首先，混凝土用于建造核反应堆厂房的厚重墙体，提供辐射防护和物理支撑。
其次，混凝土还用于制作厂房地板、天花板等，为设备的安装和运行提供支撑和保护。
2. 辅助设施建筑：核电站的辅助设施建筑包括办公楼、仓库、维修车间等。
这些建筑对于核电站的正常运行至关重要。
混凝土在这些建筑中的应用主要体现在地基、墙体和屋顶等方面，为辅助设施的稳固和耐久性提供保障。
3. 隔离防护设施：核电站中需要建设一些隔离区域，以确保放射性物质不会泄漏到环境中。
混凝土在隔离防护设施的构建中发挥着重要作用。
据悉，在核电站的废物处置区域以及重要设备的维护区域，混凝土可用于建造隔离给排水系统、隔音隔震设备等。
核电站建筑设计的挑战与机遇
核电站建筑设计的挑战与机遇随着全球经济的发展和能源需求的增加，核电站已成为许多国家重要的能源来源。
然而，核电站建设并非易事。
除了技术层面的挑战外，核电站建筑设计也是一个重要的方面，需要考虑到安全、环保和美观等问题。
本文将探讨核电站建筑设计的挑战与机遇。
一、安全问题核能是一种非常危险的能源形式，因此核电站的安全问题必须在建筑设计之初就得到广泛的考虑。
从建筑设计的角度来看，核电站需要有强大的安全防护措施，以防止辐射泄漏和其他安全问题。
这就需要建筑设计师和工程师们考虑到在建筑上如何增强安全性，如选择哪些材料，如何布局、设计风险控制系统等。
例如，核电站的压力容器必须具有极高的强度和抗压能力，以防止泄漏和爆炸。
此外，核电站的防护墙和放射性屏障必须足够厚，以防止辐射泄漏对周围的环境造成损害。
因此，建筑师在设计核电站时必须充分考虑如何提高建筑物的安全性，以保障每一个人的安全。
二、环保问题对于核电站建筑设计的另一方面挑战是环保。
建筑物和设施的使用和运行过程中会产生噪音、污染和废弃物等环境问题，需要在设计过程中考虑如何减少这些负面影响。
例如，在建设核电站时要选择材料和设备，并选择环保的工艺，这样就可以减少对周围环境的影响。
此外，建筑设计师还应该考虑到建筑的热效应和冷却系统，这些都会影响周围的自然环境。
如何减少对环境的负面影响，是建筑设计师需要解决的问题。
三、美学问题除了安全和环保问题外，核电站建筑设计还需要考虑美学问题。
因为核电站是一个庞大的工业建筑，它周围的景观和环境与普通的住宅和商业建筑区别很大。
因此，如何在设计过程中考虑到美观的因素是一个挑战。
事实上，核电站建筑设计不必因为是工业建筑就牺牲美观。
对于核电站的建筑设计，风格应该与周围的环境相符合。
建筑设计师可以通过一些视觉元素和设计手法，如色彩搭配、造型设计等，来增强建筑物的外观美。
四、机遇虽然核电站建筑设计面临一些挑战和不确定因素，但也有许多机遇。
随着科技的进步和工业建筑的发展，建筑设计师和工程师们有更多的工具和技术可以使用，使他们可以更好地应对挑战。
核电站设计规范
核电站设计规范核电站是一项高风险的工程，其设计需要严格遵守一系列规范和标准，以确保核电站的安全运行和人员的健康。
本文将介绍核电站设计过程中的一些规范和标准，包括院外区域选择、建筑物布置、安全系统设计、放射性废物处理等方面。
一、院外区域选择核电站的院外区域选择是一个关键决策，它直接影响到核电站的安全和环境保护。
院外区域选择应考虑以下几个因素：1. 地质条件：核电站所处地质条件应具备良好的地基和抗震能力，以确保核电站的稳定性和抗震性。
2. 洪水和地质灾害：核电站应避免选择处于洪水和地质灾害多发区域，以减少自然灾害对核电站的影响。
3. 交通便利性：核电站应选择交通便利的地点，以方便运输核燃料和其他必要物资。
4. 离人口密集区的距离：核电站应远离人口密集区，以减少事故发生时对人员的伤害。
二、建筑物布置核电站的建筑物布置涉及到多个方面，包括主厂房、辅助设施、办公楼等。
建筑物布置应遵循以下几个原则：1. 安全防护：核电站的建筑物应具备良好的安全防护能力，包括抗震、抗洪、防火等方面。
2. 容灾能力：建筑物应具备一定的容灾能力，以应对可能发生的事故和自然灾害。
3. 空间布局：建筑物的空间布局应合理，以提高工作效率和安全管理。
4. 区域划分：建筑物应划分为不同的区域，以便于不同的工作人员进行工作，并能实现良好的应急管理。
三、安全系统设计核电站的安全系统是核电站设计中最重要的部分之一，其设计应满足以下要求：1. 重要设备的安全防护：核电站的安全系统应保证关键设备的安全运行，如反应堆、冷却系统等。
2. 辐射防护：核电站的环境辐射应满足国家标准，核电站应采取相应的措施减少对环境的辐射。
3. 应急响应能力：核电站应设计并实施有效的应急响应系统，包括事故报告、应急预案、人员撤离等。
4. 安全培训和教育：核电站应为员工提供必要的安全培训和教育，以增强员工的安全意识和技能。
四、放射性废物处理核电站产生的放射性废物是一个重要的问题，其处理应遵循以下原则：1. 分类存储：核电站应对放射性废物进行分类存储，以便于后续的处理和处置。
压水堆核电站的组成及总布置
压水堆核电站的组成及总布置（1）反应堆厂房–该厂房主要布置核反应堆和反应堆冷却剂系统及部分核岛辅助系统、专设安全设施系统。
从结构上来讲，反应堆厂房由筏板基础，带钢衬里的圆筒形预应力钢筋混凝土安全壳及其内部结构组成。
安全壳内径37m，屏蔽墙厚0.9m，总高59.4ｍ，设计压力0.52Mpa （绝对压力）。
反应堆厂房内部结构布置如下：–·-3.5m放置堆芯仪表系统、安注系统、余热排出系统热交换器、化容控制系统的再生热交换器、安全壳连续通风系统及反应堆坑通风系统的风机。
–·±0.00m放置余热排出系统泵、稳压器卸压箱、安全壳的过滤净化系统过滤器、各系统管道、应急人员气闸门。
–·4.65m主要为三套蒸汽发生器、主泵和稳压器的支承楼板的隔间，放置在本层的还有安全壳过滤净化系统的风机和反应堆压力容器顶盖存放地，压力容器也通过该层。
–·8.00m层为反应堆换料水池楼板层，堆内构件存放及燃料组件倒换装置也放置在该层，进入安全壳的人员闸门也在此标高。
–·20.00m层为反应堆操作大厅，有设备闸门通入。
–·反应堆压力容器占有从-3.50至8.20m的堆本体中心净空间。
M310加改进型反应堆本体由压力容器、堆芯、堆内构件、堆内测量仪表和控制棒驱动机构等设备组成。
–·各层之间的交通由楼梯与电梯联系。
反应堆在运行期间，一般人员不得进入；事故检修和停堆检修时，人员可经由空气闸门进入；设备闸门为安装大件设备时的进入通道，运行时封闭。
–以下简要对堆内构件进行补充说明。
（2）核辅助厂房–由1、2号机组共用，主要布置核辅助系统及设备，厂房面积74×46m，高22m。
布置（层高变化较大，仅介绍几个重要的层间）有如下系统和设备：–·±0.00m主要有上充泵、硼回收系统、废物处理系统、设备冷却水系统、电气用房。
–·5.00～8.00m主要为硼回收系统的气体分离器和蒸发器间，过滤器及除盐装置间，废气处理系统的气体衰变箱隔间、化容控制系统设备间、阀门操作间等。
核电站工程中的土木设计与施工要点
核电站工程中的土木设计与施工要点核电站是一项复杂而庞大的工程，土木设计与施工是其中不可或缺的一环。
土木设计与施工的质量直接关系到核电站的安全稳定运行。
本文将就核电站工程中的土木设计与施工要点进行探讨。
一、地质勘探与选址核电站的选址是一个十分重要的决策，需综合考虑地质条件、地形地貌、水文地质等因素。
地质勘探是选址前的必要步骤。
通过地质勘探可以了解地下水位、地下岩石层的稳定性、地下土壤的承载能力等信息，用于支持土木设计与施工工作。
二、基础工程设计核电站的基础工程是核电站土木设计与施工的核心部分。
其中包括机组基坑的开挖、地基处理、基础荷载计算等。
在土木设计时，需充分考虑机组的重量和地震荷载对基础的影响，并采用适当的处理措施，如钢筋混凝土、预应力混凝土等，以确保基础的稳定和安全。
三、建筑物设计与施工核电站的建筑物设计与施工包括主厂房、辅助设施建筑、防洪设施等多个方面。
在土木设计时，需充分考虑建筑物的结构强度、抗震性能、防火性能等。
施工时应采取适当的工艺措施，如混凝土浇筑、构件安装等，确保建筑物的安全可靠。
四、辅助设施土木设计与施工核电站的辅助设施包括供水系统、供电系统、通风系统等。
辅助设施的土木设计与施工需充分考虑系统的功能要求，并合理布置设施，确保系统的正常运行。
另外，还需要考虑设施的维修、维护要求，并预留足够的操作空间，便于维修人员进行维护工作。
五、环境保护与应急措施核电站的土木设计与施工中，环境保护和应急措施是一个重要的方面。
在土木设计时，需考虑核电站对周边环境的影响，并采取相应的措施，如建设噪声、振动控制设施，以减少对周边环境的影响。
同时，需建立完善的应急预案，以应对可能出现的突发事件。
六、质量管理与验收核电站的土木设计与施工需要严格的质量管理和验收措施。
质量管理包括施工过程中的监督检查、质量控制、质量记录等。
验收工作包括工程竣工验收、质量验收等。
通过质量管理与验收，可以确保土木设计与施工的质量符合相关标准和要求。
AP600核电站的系统简介
西屋公司先进的非能动压水堆AP-600是一种电功率为600MW的压水反应堆，它具有先进的非能动的安全特性，并且通过广泛采用简化设计从而显著提高了电站的建造，运行和维护性能。
电站设计充分利用了经过30多年压水堆运行经验验证的成熟技术。
在世界范围内，压水堆的比重占所有轻水反应堆的76%，而67%的压水堆是建立在西屋压水堆技术基础之上的。
AP-600的设计目标是达到很高的安全和性能记录。
它的设计虽然基于保守的已被验证的压水堆技术，但是在安全特性方面强调依赖自然力。
安全系统尽可能使用自然驱动力比如压缩气体，重力流和自然循环流动。
安全系统不使用能动部件（比如泵，风机或柴油发电机）并且设计为功能实现不需要安全级的支持系统（比如交流电源，部件冷却水，生活服务水，采暖通风）。
控制安全系统所需的运行人员的操作在数量上和复杂度上都尽可能小；其宗旨就是用自动实现取代运行人员的操作。
最终结果就是形成的设计显著降低了复杂度并提高的可操作性。
AP-600的标准设计符合所有适用的美国核管会标准。
大量的安全分析工作已经完成，相关内容写入了提交核管会的标准安全分析报告（SSAR）和概率风险评价（PRA）。
广泛的实验计划也已经完成，从而验证了电站的创新性设计在运行中将与预期的设计和分析一致。
概率风险评价（PRA）的结果表明了其具有满足先进反应堆设计目标的非常低的堆芯损坏几率，并且由于改善了安全壳的隔离与冷却能力，其也具有很低的放射性泄漏几率。
AP-600的设计理念中非常重要的一个方面是关注电站的可操作性和可维护性。
这些因素已经融入了其整个的设计过程。
AP-600的设计具有许多独到之处，比如通过简化设计在提高可操作性的同时也减少了部件及其配套设施的数量。
特别是，简化的安全系统显著地简化了技术规格，从而降低了监督的要求。
通过强调已验证的部件的应用，从而确保达到高水平的可靠性同时具有很低的维护要求。
部件的标准化降低了备件的数量，减小了维护的培训要求，并且使维护周期进一步缩短。
核电站PPT精品课件
练习：如图18-2俄罗斯的 切尔诺贝利的核电站事故 造成的辐射污染波及了白 俄罗斯、俄罗斯及乌克兰 的大片领土。各类辐射病、 癌症、神经紧张、居民被 迫疏散等后斯影响还深深 的留在人们的心中。有的 同学提出，既然核电站有 这么大的危害，就不用建 造核电站。你认为这种观 点合理吗？提出你的看法。
思考:
体外受精
动
有性生殖
物
卵生
的 生
胚胎发育方式
胎生
殖 方
卵胎生
式
分裂生殖
无性生殖
出芽生殖
当我们走过青春期之后，我们将走向成年，最 终将走向衰老与死亡。
1.衰老的概念：
衰老是身体各部分器官系统的功能逐渐衰退的过程。
2.衰老的表现：
表现有：脸上有大量皱纹，老态龙钟，年老无力， 皮肤失去弹性，钙大量流失，易骨折。行动迟缓， 反应迟钝等等。
据预测，2050年世界60岁以上老年人将达到 20亿，是2000年的3、4倍。
随着生活水平的提高，人的平均寿命也在不断地提高， 人口老龄化逐渐成为人们普遍关注的社会问题
小组讨论：
(1)你的家中有老人吗？ (2)你都为他们做了什么？ (3)你认为应如何尊重老人？ (4)在社会中我们可以为老人做些什么？
第二节 核能
一、核能：在原子核发生变化时放出的能量.
二、获得核能的两条途径是：
（1）重核的裂变
对链式反应不加控制——原子弹 控制链式反应速度——核反应堆 （2）轻核的聚变
不加控制——氢弹 可控实验装置——中国环流器1号
裂变
科学家们发现用中 子轰击铀235时， 铀核会分裂成大小 差不多的两部分， 这种现象叫做裂变
1945年8月6日名为“小男孩”的原子弹。这 个“小男孩”的巨大毁灭力，令日本广岛核 爆中心方圆2公里内所有建筑物全部被夷为 平地。
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1.1 核电厂建筑物及其特点
1.1.1地面核电站的类型及布臵特点
地面核电站根据反应堆不同可以分为压水堆核电站，沸水堆核电站，重水堆核电站，石墨气冷堆核电站，以及快中子堆核电站。
其中压水堆核电站和沸水堆核电站都属于轻水堆核电站。
表3-1 核电站反应堆分类
1.1.1.1压水堆核电站
压水堆核电站是采用轻水（普通H2O）作为冷却剂和中子慢化剂的核电站，它主要由核岛和常规岛以及BOP组成，压水堆核电站核岛主要由蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯四个部分组成，在核岛中主要部分是压水堆主体、一回路系统、以及支持一回路系统正常运行和保证反应堆而设臵的辅助系统；常规岛系统主要包括汽轮机组以及二回路系统，其形式与常规火电厂类似。
BOP则是生活、办公等配套设施。
目前我国运营的大亚湾核电站、秦山核电站一期等和正在兴建的如宁德核电站、三门核电站中都是压水堆核电站，占建成和正在兴建核电站总比例的90%左右。
压水堆核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。
在涉
核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。
常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。
BOP 是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。
图3-1压水堆核电站一般布置图
1.1.1.2沸水堆核电站
沸水堆核电站同样也是由核岛，常规岛以及BOP组成，在运行过程中反应炉堆芯进行的核分裂产生热能，使已冷却的水沸腾，变成高压蒸汽，从而驱动涡轮机，离开涡轮机的蒸汽经过冷凝器凝结成液态水后，回流至反应炉堆芯，形成一个循环。
图3-2沸水堆核电站一般布置图
图3-3沸水堆核电站详细布置图
沸水堆电站中堆芯里冷却水保持在75个大气压，因此水在285℃左右会出现沸腾，而压水堆堆芯中维持大约158个大气压的高强压，不会出现大量的沸腾。
相比之下，沸水堆构造简单，且大大降低了反
应堆的工作压力和堆芯温度，但由于沸水堆的循环系统直接连接了堆芯和涡轮机，因此可能造成涡轮机收到放射性污染。
目前我国运行的沸水堆核电站仅有中国台湾新北市和屏东县的四座核电站。
3.1.1.3重水堆核电站
重水堆核电站是以重水作为慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
重水堆分压力容器式和压力管式两类。
由于重水反应堆可以采用低浓缩铀甚至未浓缩铀作为核燃料，所以建立这类反应堆会增加核扩散的风险。
目前我国正在运营的秦山核电站Ⅲ期就是采用的重水堆核反应炉。
1.1.1.4石墨气冷堆核电站
石墨气冷堆核电站是由苏联研制并建造的一种核电站。
切尔诺贝利电站采用天然铀气冷堆就是该核电站机型中的一类，采用轻水作冷却剂、石墨做减速剂，没有安全壳。
由于1986年切尔诺贝利核事故以后，并没有再兴建天然铀气冷堆核电站，仅有在俄罗斯和立陶宛等国已建成的石墨气冷堆核电站正在运行。
当前我国研究的模块高温气冷堆采用的是第四代先进核能系统，目前山东威海兴建的石岛湾核电站就是采用此堆芯，预计2013年投产发电。
3.1.1.5快中子增殖堆核电站
快中子增殖堆核电站是由快中子引起链式裂变反应所释放出
来的热能转换为电能的核电站。
快中子增殖堆在运行中既消耗裂变材料，又产生新的裂变材料，而且产出可多于消耗。
快堆可将铀的利用率提高到60%-70%，是普通非增殖堆的50倍。
目前运营发电的仅有日本福井县敦贺文殊快堆反应炉，但是由于1995年液态钠的泄漏事故后暂停运行。
1.1.2现行地面核电站的建筑物及其功能
目前地面核电站技术发展较为成熟，主要还是以压水堆核电站为主，目前我国正在运行的核电站共7座，包括秦山核电站Ⅰ期、Ⅱ期、Ⅲ期、岭澳核电站Ⅰ期、Ⅱ期、大亚湾核电站和田湾核电站，其中秦山核电站Ⅲ期采用的是重水反应堆，其他核电站均为压水堆反应堆。
当前正在建设中的核电站共11座，仅有山东威海的石岛湾核电站采用的是高温气冷堆，其他均为压水堆核电站。
压水堆核电站厂房由七个基本构筑物组成,包括：反应堆厂房、屏蔽厂房、核辅助厂房、附属厂房、柴油发电机组厂房、放射性废物厂房、汽轮机厂房。
核电厂一般分成三个区域：核岛、常规岛和BOP。
在涉核安全方面，所有与核安全有关的厂房均放臵在核岛内，核岛一般包括反应堆厂房、电气厂房、燃料厂房、核辅助厂房和应急柴油发电机厂房等。
常规岛主要放臵汽轮发电机厂房以及与它相关的厂房。
BOP是配套厂房，如泵房、仓库、办公楼和生活用房等。
图3-3 压水堆核电厂建筑物简明示意图
图3-4 压水堆核电厂建筑物示意图
图3-5 压水堆核电厂建筑物布置
1.1.
2.1压水堆核电站核岛厂房介绍
反应堆厂房：压水堆反应堆厂房包含安全壳和屏蔽厂房。
安全壳厂房是指安全壳容器及其所包含其内的所有构筑物。
反应堆厂房作为反应堆系统的整体部分，在假想事故工况下起包容放射性气体，正常运行时为堆芯及RCS提供屏蔽。
屏蔽厂房是围绕安全壳的环形区域和结构。
正常运行工况下，屏蔽厂房的基本功能是保护安全壳、带放射性的系统以及位于反应堆厂房的其它设备。
屏蔽厂房与反应堆厂房内部相衔接为RCS 及其它带有放射性的系统、设备提供屏蔽，在事故工况下为阻止放射性气体或液体逸出安全壳提供屏蔽。
图3－6 屏蔽厂房与安全壳厂房
辅助厂房：基本功能是为位于安全壳之外的抗震I 类机电设备提供保护，此外还保护与安全相关设备不受假想电厂内部和外部事件的后果影响。
辅助厂房为布臵在其中的带放射性设备和管道提供屏蔽。
图3－7 辅助厂房示意图
附属厂房：提供了进入发电站的主要人员通道。
它包括人员和设备进入辅助厂房核岛清洁区的通道和进入放射性控制区域的通道。
该厂房包括保健设施，用于人员控制人员从放射性控制区域进出，同时提供人员支持设施如更衣室。
厂房也包含非1E交流电和直流电系统，辅助柴油机及燃油供应，其他电气设备，技术支持中心，各种通风空调系统以及非安全相关设备。
图3－8 附属厂房示意图
柴油发电机厂房：共有两台同样的发电机组，其间有三小时防火
墙隔开。
在失去正常电源后，发电机组为电厂运作提供备用电源。
该厂房内无安全相关设备。
图3－9 柴油发电机厂房示意图
放射性废物厂房：在处理前分隔存放各类废物设施，废物处理采用可移动式系统，存放处臵的废物可以运输和放在处臵容器里。
该厂房无任何安全相关设备。
图3－10 放射性废物厂房示意图
1.1.
2.1压水堆核电站常规岛厂房介绍
核电厂的常规岛及冷却塔与火电站厂房的建筑物及布臵型式基本相同，主要包括常规岛厂房和冷却塔。
（1）常规岛厂房
常规岛厂房建、构筑物主要包括：汽轮发电机厂房、汽机房辅助间，辅助设备厂房、主变压器及辅助变压器区建构筑物。
1）汽轮发电机厂房
常规布臵在地面的核电厂要考虑到汽轮机飞射物撞击核岛厂房的潜在风险，而核岛布臵在地下则较好地避免了该类风险。
汽机房的柱距及跨度等尺寸按其工艺布臵决定，汽机房结构形式与其工艺布臵密切相关，不同的设备供应商有不同的设计方案和布臵，一般分为全速机方案和半速机方案，半速机方案布臵更为紧凑。
2）汽机房辅助间
汽机房辅助间是汽轮发电机厂房的一部分，汽机房辅助间与汽轮发电机厂房主厅共用一列柱，其柱距和跨度等尺寸由工艺布臵决定。
辅助间共分四层，即底层、电缆夹层、通风间和除氧层。
下部结构通常采用钢筋混凝土结构，上部采用钢结构。
钢结构安装在下部钢筋混凝土结构上，采用螺栓连接。
各层楼板均采用以压型钢板为永久模板的现浇钢筋混凝土楼面板。
运转层及以下支撑接面板的粱采用现浇钢筋混凝土粱，运转层以上采用钢粱。
3）辅助设备厂房
辅助设备厂房紧靠汽轮发电机厂房的外墙，包括润滑油传送间、通风设备间、树脂再生间。
辅助设备厂房的建筑色调必须与汽机房、
核岛及其他建构筑物协调一致。
辅助设备厂房均为单层厂房，各厂房框架为钢筋混凝土柱结构。
4）主变压器及辅助变压器区建构筑物
主变压器及辅助变压器区的变压器基础和防火墙均为露天构筑物，每台变压器用钢筋混凝土防火墙隔开，并在周边设电镀钢栅栏。
常规岛平面及剖面示意图如下。
（2）冷却塔
内陆厂址的核电厂主要考虑采用二次循环冷却设计，可尽量减少对水环境的依赖及影响，核电厂选址可以更加灵活。
目前国内的设计能力，包括计算、优化软件，能够完成13000m2以下冷却塔的设计。
此外，还可以考虑设臵并列双塔的型式（如咸宁核电厂），以减少单体冷却塔的规模尺寸以及进一步减少对环境的影响。