8.1.1  由于初步可行性研究阶段水工构筑物方案尚无法明确，因此本章中没有规定水工构筑物需进行专门的初步可行性研究阶段勘察工作，但在厂址区初可研勘察工作中应兼顾重要的水工构筑物地段。水工构筑物针对性的勘察工作宜按可行性研究阶段勘察、初步设计阶段勘察、施工图设计阶段勘察和工程建造阶段勘察进行。由于水工构筑物方案受主厂区布置的影响较大，而且关联性较强，为满足水工构筑物方案比选的需要和可研报告编制的要求，水工构筑物的可行性研究阶段勘察工作宜和厂址区可行性研究阶段勘察同时进行。对于场地工程地质、水文地质条件简单且无特殊要求的构筑物或临近场地已有类似岩土工程经验的工程，以及一些规模小的单体建(构)筑物，可根据实际情况，合并勘察阶段。

8.1.2  本条规定了核电厂水工构筑物勘察的工作内容、方法和工作量的确定因素，除应考虑常规因素外，尚应重点考虑水工构筑物与核安全的相关性。

8.1.3  由于核安全相关建筑物抗震设计需要确定基岩(剪切波速大于700m／s的地层)埋深、基岩面以上各土层的动力学参数，使得安全相关建筑物勘察控制性钻孔深度、原位测试和室内试验的要求比同样的常规建筑物勘察要求高得多。因此为了勘察更有针对性，将水工构筑物划分为核安全相关水工构筑物和常规水工构筑物。

    核电厂水工构筑物主要包括：取(排)水隧洞、取(排)水管道、取(排)水明渠、循环水泵房、取水头部及闸门井、冷却塔、堤、坝、护岸等。核电厂水工构筑物类型根据核电厂冷却水循环系统的不同而有所区别，对于滨海厂址一般采用直排式冷却水循环系统，其水工构筑物主要包括：取排水系统、循环水泵房等；对于内陆厂址由于水资源相对较少，考虑到节约用水和环境保护的需要，一般采用循环利用冷却水系统，其水工构筑物除包括取排水系统及循环水泵房外，还包括有冷却塔及其配套的一些水工构筑物等。

    对于目前我国建设的二代及二代改进型核电机组，都有安全厂用水系统，且其安全厂用水系统一般都与循环冷却水系统并行，因此对于这类核电机组的取水构筑物包括取水头部、闸门井、安全厂用水隧洞、循环水泵房、安全厂用水管道等均属于核安全相关水工构筑物，其排水系统均为常规水工构筑物。对于第三代非能动核电机组(如AP1000核电机组)，由于其不存在安全厂用水系统，因此其取排水系统均为常规水工构筑物。

8.1.4  为了满足核安全相关水工构筑物抗震设计分析的需要，本条规定了该类构筑物勘察工作的要求，重点规定了取得岩土体动态参数的主要手段。