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大亚湾核电站系统及运行内容介绍

大亚湾核电站系统及运行内容介绍

内容简介 本书着重描述大亚湾核电站各种系统设备的功能，系统流程，设备规范，运行参数，性能保证和安全等方 面内容。 全书分上中下三册出版。下册共三篇：第七篇核电站运行（理论基础、核燃料管理、核电站运行总规程、核 电站的正常运行、核电站设计事故及处理、核电站的维修、经验反馈和电站改进、运行期间的质量保证）；第八 篇核电站安全（核电站的安全原则、核电站的安全监督、核电站安全设施、核辐射防护措施、核电站三废排放、 假想事故分析、厂区应急计划）；第九篇核电站建筑物（概述、厂房及构筑物、厂区构筑物、土建工程竣工文件 和档案、结构监测）。 本书可供核电站各专业的运行维修人员和技术管理人员阅读，对一些大型工程项目的工程技术人员及 有关大专院校人员也有参考价值。

大亚湾核电站系统及运行造价信息

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小井湾七景介绍牌

规格型号：
高1.2米,玻璃钢仿木，文字介绍另外镶嵌/七个简介牌，每块简介内容、外观尺寸均不同，全为单块定制。玻璃钢仿木
价格行情：
材料单位：
个
材料品牌：
材料税率：
13%
供应商：
重庆市壹壹景观雕塑艺术有限公司
报价时间：
2022-12-07

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核电站容器钢钢板

规格型号：
品种:核电站容器钢;牌号:P265GH;厚度(mm):26
价格行情：
材料单位：
t
材料品牌：
武钢
材料税率：
13%
供应商：
重庆武钢西南销售有限公司西安销售分公司
报价时间：
2022-12-07

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核电站容器钢钢板

规格型号：
品种:核电站容器钢;牌号:P265GH;厚度(mm):40
价格行情：
材料单位：
t
材料品牌：
武钢
材料税率：
13%
供应商：
重庆武钢西南销售有限公司西安销售分公司
报价时间：
2022-12-07

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核电站容器钢钢板

规格型号：
品种:核电站容器钢;牌号:P265GH;厚度(mm):50
价格行情：
材料单位：
t
材料品牌：
武钢
材料税率：
13%
供应商：
重庆武钢西南销售有限公司西安销售分公司
报价时间：
2022-12-07

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核电站容器钢钢板

规格型号：
品种:核电站容器钢;牌号:P265GH;厚度(mm):12
价格行情：
材料单位：
t
材料品牌：
武钢
材料税率：
13%
供应商：
重庆武钢西南销售有限公司西安销售分公司
报价时间：
2022-12-07

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高压喷药系统

规格型号：
价格行情：
材料单位：
台班
材料税率：
地区时间：
汕头市2012年2季度信息价
所属行业：
建筑工程
备注说明：

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高压喷药系统

规格型号：
价格行情：
材料单位：
台班
材料税率：
地区时间：
汕头市2011年3季度信息价
所属行业：
建筑工程
备注说明：

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高压喷药系统

规格型号：
价格行情：
材料单位：
台班
材料税率：
地区时间：
汕头市2011年2季度信息价
所属行业：
建筑工程
备注说明：

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高压喷药系统

规格型号：
价格行情：
材料单位：
台班
材料税率：
地区时间：
广州市2011年1季度信息价
所属行业：
建筑工程
备注说明：

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高压喷药系统

规格型号：
价格行情：
材料单位：
台班
材料税率：
地区时间：
汕头市2011年1季度信息价
所属行业：
建筑工程
备注说明：

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核心展品内容介绍

规格型号：
立体造型(发光)8、5厘进口亚克力喷漆,制作发光宽:9m 高:0.07m
需求量：
13个
报价数：
3
材料品牌：
材料档次：
中档
费用说明：
不含税费 | 含运费
询价时间：
2022-11-17

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核心展品内容介绍

规格型号：
画面高清进口背胶宽:5.86m 高:1.78m
需求量：
10个
报价数：
3
材料品牌：
材料档次：
中档
费用说明：
不含税费 | 含运费
询价时间：
2022-11-17

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运行警示系统XM

规格型号：
运行警示系统XM
需求量：
1套
报价数：
1
材料品牌：
材料档次：
费用说明：
不含税费 | 不含运费
询价时间：
2010-08-17

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核心展品内容介绍

规格型号：
发光字5厘进口亚克力宽:0.06m 高:0.06m
需求量：
27m²
报价数：
3
材料品牌：
材料档次：
中档
费用说明：
不含税费 | 含运费
询价时间：
2022-11-17

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核心展品内容介绍

规格型号：
展板9厘,6厘安迪板/
需求量：
11个
报价数：
3
材料品牌：
材料档次：
中档
费用说明：
不含税费 | 含运费
询价时间：
2022-11-17

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大亚湾核电站系统及运行作品目录

目录 第七篇核电站运行 第29章理论基础 29.1核反应堆物理基础 29.1.1原子核及核裂变 29.1.2四因子公式 29.1.3临界 29.1.4反应堆动力学方程 29.1.5反应性控制 29.1.6裂变产物和中毒 29.1.7钚再生和转换系数 29.1.8堆芯物理限值 29.2传热学基础 29.1.2概述 29.2.2传热的基本规律 29.2.3燃料棒内的传热 29.2.4单相流体的对流传热 29.2.5沸腾和凝结 29.2.6热量的传送和总传热系数 29.3流体力学基础 29.3.1堆芯的流量分布 29.3.2一回路的压力损失 29.3.3离心式水泵的工作特性 29.3.4堆芯冷却剂流动不稳定性问题 29.3.5蒸汽发生器二次侧的流动特性 29.3.6管道断裂时流体的喷放 29.4工程热力学基础 29.4.1水蒸气 29.4.2热力循环的热效率 29.4.3卡诺循环 29.4.4热力循环中的不可逆性 29.4.5朗肯循环 29.4.6提高蒸汽动力循环热效率的途径 29.4.7大亚湾核电站蒸汽动力循环的热效率 29.5力学基础 29.5.1压力容器破坏的形式 29.5.2载荷和应力 29.5.3材料性能 29.5.4简单几何形状容器中的应力强度 29.5.5热应力 29.5.6断裂判据 29.5.7疲劳断裂 29.5.8蠕变 29.5.9压力容器设计 29.5.10中子辐照对反应堆压力容器设计的影响 29.5.11管道设计 29.6运行梯形图 29.6.1运行梯形图的原理 29.6.2运行梯形图的限值 29.6.3运行梯形图的应用 第30章核燃料管理 30.1概述 30.2堆芯描述 30.2.1燃料组件 30.2.2可燃毒物组件 30.2.3棒束控制组件 30.2.4中子源组件 30.3反应性温度系数及反应性控制 30.3.1反应性温度系数 30.3.2反应性控制 30.4堆芯燃耗 30.4.1核燃料中同位素生成和燃耗 30.4.2裂变产物形成的中毒 30.4.3燃耗计算 30.5堆芯功率能力 30.5.1灰模型（G模式） 30.5.2负荷跟踪 30.5.3R棒“咬量”及插入极限 30.5.4LOCA计算机 30.6反应堆动力学――动态参数 30.6.1缓发中子 30.6.2反应性反馈模型 30.7堆芯装载原理及换料方式 30.7.1换料周期 30.7.2装载原理及换料方式 30.7.3低泄漏换料堆芯设计 第31章核电站运行总规程 31.1运行标准状态 31.1.1冷停堆状态 31.1.2中间停堆状态 31.1.3热停堆状态 31.1.4热备用状态 31.1.5功率运行状态 31.2运行模式 31.3经济运行 31.3.1允许运行范围 31.3.2一回路平均温度 31.3.3对技术规范书的修改 31.3.4运行规程的修改 31.3.5机组对电网频率的调节 31.3.6对给水系统的限制 31.3.7稳压器水位定值的修改 31.3.8对功率测量通道的修改 31.3.9对蒸汽旁路系统的修改 31.3.10防止一回路意外硼化而停堆 31.4异常事故下的运行 31.4.1异常规程（I） 31.4.2事故规程（A） 31.4.3极限事故规程 31.4.4警告信号卡及DEC的应用 31.5安全条件 31.5.1安全限值 31.5.2与核安全相关的设备及可用性 31.6周期性试验 31.6.1概述 31.6.2周期性试验分类 31.6.3周期性试验管理 31.6.4周期性试验的实施 第32章核电站的正常运行 32.1正常启动 32.1.1由冷停堆向热备用状态的过渡（G1） 32.1.2正常启动的准备 32.1.3逼近临界和达到临界 32.1.4从热备用过渡到功率运行 32.1.5过渡期间二回路的准备和启动 32.2正常停运 32.2.1计划停堆 32.2.2有氙毒的热停堆 32.2.3从热停堆过渡到冷停堆 32.3停堆和停机后的保养 32.3.1核岛各系统的保养 32.3.2常规岛各系统的保养 第33章核电站设计事故及处理 33.1反应性事故 33.1.1概述 33.1.2危险 33.1.3保护方法 33.2断电事故和断流事故 33.2.1断电事故 33.2.2断流事故 33.3发电机甩负荷事故 33.3.1概述 33.3.2引起发电机甩负荷的原因 33.3.3发电机甩负荷的瞬态响应 33.4失水事故 33.4.1概述 33.4.2装置的特性 33.4.3失水事故造成的危险 33.4.4保护方法 33.4.5研究结果 33.4.6规程 33.5主蒸汽管道破裂事故 33.5.1概述 33.5.2事故的后果 33.5.3保护措施 33.5.4事故的物理变化过程 33.5.5事故分析中的假设 33.5.6事故举例 33.5.7规程介绍 33.6蒸汽发生器管子断裂事故 33.6.1概述 33.6.2保护手段 33.6.3操纵员不干预时一回路参数 的演变 33.6.4操纵员介入前二回路参数演变 33.6.5操纵员的干预 33.6.6事故规程 第34章核电站的维修 34.1概述 34.2维修类别 34.2.1维修类别 34.2.2维修级别的划分 34.3维修组织 34.3.1维修组织的机构设置 34.3.2维修的基本目标 34.3.3维修人员的培训与授权 34.4维修组织的各项职能 34.4.1定期的监督与检查 34.4.2制定预防性维修计划 34.4.3工作准备与文件准备 34.4.4维修活动的实施 34.4.5进度控制 34.4.6维修活动的成本管理 34.4.7备品备件与专用工具 34.4.8与运行部门的接口和联络 34.5核电站的维修特点 34.5.1核安全及其与维修的关系 34.5.2质量保证 34.5.3辐射防护 34.5.4停堆周期 34.5.5放射性区域的封闭与出入 34.5.6蒸汽特征 34.6维修指标 34.6.1设备可用率 34.6.2维修质量与设备可靠性 34.6.3辐射剂量指标 34.6.4维修费用 34.7预防性维修 34.7.1维修方针政策的制订 34.7.2判断性维修 34.7.3设备改进 34.7.4可靠性维修 34.8换料停堆大修 34.8.1计划的制订 34.8.2大修前的准备工作 34.8.3大修的实施 34.8.4与国家核安全局的联系 34.8.5经验反馈与最终报告 34.9核电站主要设备的维修纲要 34.9.1核蒸汽供应系统 34.9.2安全壳――反应堆厂房 34.9.3汽轮机组 34.9.4发电机 34.9.5变压器 34.9.6汽轮机主要辅助设备 34.9.7管道与阀门 34.9.8电气辅助设备 34.9.9仪表与控制系统 34.10结束语 第35章经验反馈和电站改进 35.1经验反馈 35.2事件报告制度 35.3电站改进 第36章运行期间的质量保证 36.1质量保证组织机构 36.1.1两级质保组织的职责分工 36.1.2质保组织的独立性 36.1.3质保人员的培训和授权 36.2运行质量保证大纲（OQAP） 36.2.1运行质量保证大纲的制定 36.2.2运行质量保证大纲的内容 36.2.3质保大纲的管理部门审评 36.2.4质保大纲的适用范围及核电站物项和服务的分级 36.3管理程序――一电站质量管理手册（PQOM） 36.3.1程序的制定和分类 36.3.2质量管理手册的特点和结构 36.4核电站人员的培训和授权 36.5大亚湾核电站的质量验证 系统 36.5.1质量控制系统――第一级验证 36.5.2质保监督和文件审查――第二 级验证 36.5.3质量监查和评价――第三级 验证 36.5.4质保对缺陷的处理跟踪系统 36.5.5质保统计数据和质量趋势 分析 36.6核安全审评体系 36.7核电站换料大修的质量保证 工作 36.7.1质保组织保证和人员培训 36.7.2标准检查清单 36.7.3质保通知点 36.7.4大修准备及实施过程中的 质保检查 第八篇核电站安全 第37章核电站的安全原则 37.1核电站的安全目标 37.1.1总目标 37.1.2辅助目标 37.2核电站的安全原则 37.2.1核安全基本原则 37.2.2有关核安全的具体原则 37.3核安全法规 37.3.1我国有关核电站的安全法规 37.3.2法国的有关核安全法规 37.3.3国际原子能机构（IAEA）推荐 的法规 第38章核电站的安全监督 38.1核电站的安全审管机构 38.1.1国家核安全局 38.1.2国家环境保护局 38.1.3核电站的主管部门 38.2核安全许可证制度 38.2.1许可证内容 38.2.2许可证申请程序 38.2.3许可证审批程序 38.3核安全检查 38.3.1检查的范围 38.3.2核安全检查的方法和程序 38.3.3环保方面的检查 38.3.4主管部门的检查 38.3.5对营运单位的要求 38.4核电站的报告制度 38.4.1营运单位的报告制度 38.4.2地区监督站的报告制度 第39章核电站的安全设施 39.1总的安全要求 39.1.1纵深防御概念 39.1.2安全设计的依据 39.1.3安全限制 39.2核电站安全屏障 39.2.1核燃料包壳 39.2.2反应堆冷却剂压力边界 39.2.3安全壳 39.3专用安全设施 39.3.1安全注入系统（RIS） 39.3.2安全壳喷淋系统（EAS） 39.3.3安全壳内大气监测系统（ETY） 39.3.4辅助给水系统（ASG） 39.3.5安全壳隔离系统 39.3.6专用安全设施的支持系统 第40章核辐射防护措施 40.1核辐射影响及其防护 40.1.1核电站辐射来源及其防护 40.1.2核辐射防护的目的和一般原则 40.1.3辐射防护基本概念和单位 40.2辐射剂量限值及其控制原则 40.2.1核电站工作人员的剂量限值 及其控制原则 40.2.2核电站周围公众的剂量限值 及其控制 40.2.3表面污染的控制水平 40.2.4事故和应急照射 40.3核辐射防护管理机构 40.3.1组织机构及其任务 40.3.2辐射防护规定、规程和细则 40.3.3申报、登记、批准 40.3.4工作人员的教育和培训 40.4工作人员的辐射防护 40.4.1运行期间工作人员的辐射防护 40.4.2事故情况下工作人员的辐射 防护 40.5辐射防护监测的措施 40.5.1工作人员个人剂量监测 40.5.2工作场所的监测 40.5.3排出物和环境监测 40.5.4事故监测 40.5.5辐射监测的质量保证 40.6放射性物质辐射防护管理 措施 40.6.1放射性废物管理原则 40.6.2放射性气体和液体排放 40.6.3放射性固体废物管理 40.6.4放射性物质的贮存、装卸和运 输 40.7核电站周围公众的辐射防护 40.7.1运行期间周围公众的辐射防护 40.7.2事故情况下周围公众的辐射 防护 40.8辐射事故的管理 40.9工作人员的医学检查和健康 管理 40.9.1常规医学监督和检查 40.9.2异常受照人员的医学处理 第41章核电站三废排放 41.1三废的产生及源项 41.1.1裂变产物 41.1.2活化和腐蚀产物 41.1.3关于反应堆冷却剂放射性 41.1.4关于二回路系统中的放射性 41.1.5关于氚的产生 41.1.6运行模式的影响 41.2三废排放管理 41.2.1排放标准 41.2.2废液排放 41.2.3废气排放 41.2.4固体废物管理 第42章假想事故分析 42.1设计基准事故 42.1.1四类工况 42.1.2有放射性后果的七种主要事故 42.1.3事故规程（A规程） 42.2预先分析过的超设计基准 事故 42.2.1H规程 42.2.2无紧急停堆的预期暂态（ATWT） 42.3未预先分析过的超设计基准 事故 42.3.1U1规程（防止堆芯熔化的极限 规程） 42.3.2U2规程（减轻严重事故后果的 极限规程） 42.3.3U3规程（H4－U3规程） 42.3.4U4规程（减轻严重事故后果的 极限规程） 42.3.5U5规程（减轻严重事故后果的 极限规程） 第43章厂区应急计划 43.1厂区应急组织 43.1.1正常管理与运行组织 43.1.2GNPS应急响应组织 43.1.3外部应急支援组织 43.2应急状态划分 43.2.1应急状态分级 43.2.2应急计划区（EPZS） 43.3应急设施和设备 43.3.1主控室 43.3.2紧急停堆盘 43.3.3技术支援中心 43.3.4应急管理中心 43.3.5应急检修中心 43.3.6应急通讯设施 433.7监测和评价设施 43.3.8职业医疗中心 43.3.9JVC支援中心 43.3.10公众信息中心 43.4应急响应行动 43.4.1厂内应急防护响应 43.4.2厂外应急防护行动的建议 43.4.3应急人员辐射照射控制 43.4.4应急状态终止和正常秩序的 恢复 43.4.5应急响应与终止的记录和报告 43.5应急计划的审批和更新 第九篇核电站建筑物 第44章概述 44.1土建工程量 44.1.1土建工程规模 44.1.2土建工程概况 44.1.3土建工程进度 44.1.4完成的主要土建工程量 44.2土建工程设计准则 44.2.1设计规范、标准和技术条件 44.2.2土建厂房的设计与计算 44.2.3土建厂房设计荷载 44.3大亚湾核电站土建工程中的 特殊结构 44.3.1反应堆厂房安全壳 44.3.2安全壳钢衬里 44.3.3不锈钢工程 44.3.4重砼工程 44.3.5防巨风及外来飞射物的特殊 结构 44.3.6主蒸汽管道防甩支架 44.3.7防重物跌落的结构 44.3.8防内部飞射物撞击的结构 44.3.9负压建筑物 44.3.10保温夹心墙体结构 44.3.11巨型筏基防水结构和砼浇注 44.3.12安全壳的预埋件 44.3.13铅结构工程 44.3.14防波堤巨型槽型块安放工程 44.3.15道路底层全部铺设过滤布 44.3.16安全壳施工中杜卡模板的采用 44.3.17形状奇特的联合泵站进、出水 口施工模板 44.3.18复杂几何形状光滑曲面的散水 墙工程 44.3.19耐高温防火漆的应用 44.3.20大型砼布料机的广泛应用 44.3.212m水头压力水下密封堵孔 44.4土建施工过程中的重大事件 44.4.11号反应堆厂房筏基漏筋事故 44.4.21号反应堆厂房钢衬里牛腿返 修事故 第45章厂房及构筑物 45.1核岛土建工程的厂房及构筑 物 45.1.11号和2号反应堆厂房 45.1.21号和2号燃料厂房和换料水池 45.1.31号和2号电气厂房的连接厂房 45.1.4公共电气厂房 45.1.5核辅助厂房 45.1.61号和2号辅助给水贮存罐厂房 45.1.71号和2号柴油机厂房 45.1.81号和2号反应堆厂房龙门架 45.1.91号和2号停堆用更衣室 45.1.10连接塔 45.2常规岛部分土建工程的厂房 及构筑物 45.2.11号和2号汽机厂房 45.2.2润滑油传送间 45.2.31号和2号汽机通风间 45.2.41号和2号联合泵站与泵站附 属建筑 45.3核电站配套设施厂房建筑 （BOP厂房建筑） 45.3.1NI/BOP厂房建筑物 45.3.2CI/BOP厂房建筑物 45.3.3其它BOP厂房建筑物 45.4二期海工构筑物 45.4.1进水渠 45.4.2排水渠 45.4.3防波堤 45.4.4设备码头 45.4.5溃坝防护堤 第46章厂区构筑物 46.1网络工程 46.1.1网络工程概况 46.1.2地下管网总体设计及布置 46.2厂区道路 46.2.1概况 46.2.2道路结构特点及要求 46.3其它构筑物 46.3.1GC废液排放沟 46.3.2GS排水道 46.3.3围栏 第47章土建工程竣工文件和档案 47.1概述 47.2厂址选择和前期工程文件 47.2.1厂址选择文件 47.2.2工程勘测文件 47.2.3设计基础资料 47.2.4前期工程文件 47.3土建合同文件 47.4项目控制与协调文件 47.5土建设计文件 47.5.1工程项目分类 47.5.2土建设计文件分类 47.6土建施工文件 47.6.1土建施工综合文件 47.6.2现场施工文件 47.6.3土建施工完工报告和土建安装 完工报告 47.6.4土建竣工图（CAE图纸） 47.6.5土建施工记录档案 第48章结构监测 48.1概述 48.2结构监测系统 48.3结构形变监测 48.3.1精密水准测量 48.3.2静力水准测量 48.3.3垂线水平位移测量 48.3.4应变测量 48.3.5温度测量 48.3.6钢束应力测量 48.4地震监测系统 48.4.1地震监测点布置方案 48.4.2地震监测仪表特性 48.4.3地震监测系统的操作控制基本系统名称 广东大亚湾核电站土建工程厂房名称及 代码 索引 附：上中下册目录 2100433B

大亚湾核电站系统及运行内容介绍常见问题

大亚湾核电站是在深圳还是在惠州

在深圳。另外，在惠州还有一个大亚湾经济技术开发区。其实大亚湾是一个比较大的地理区域，有一部分是属于深圳，在那里建了一个核电站。另一部分属于惠州，在那里有中海油的一个石化基地。
惠州大亚湾核电站位置在哪里？

大亚湾核电站，位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛，是中国大陆建成的第二座核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。1994年投入商业运行，大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。此后，在大亚...
惠州大亚湾核电站位置在什么地方

大亚湾核电站，位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛，是中国大陆建成的第二座核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。1994年投入商业运行，大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。此后，在大亚...

大亚湾核电站系统及运行内容介绍文献

大亚湾核电站

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大亚湾核电站大亚湾核电站位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛，是中国大陆建成的第二座核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。 1994年投入商业运行，大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。此后，在大亚湾核电站之侧又建设了岭澳核电站，两者共同组成一个大型核电基地。简要介绍　　大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站，坐落在深圳市的东部，离香港直线距离 45公里，中国最大的中外合资企业。大亚湾核电站位于：北纬 22°36′02.70″，东经 114°32′57.75″。　　座落在广东省深圳市龙岗区的大亚湾核电基地，是中国目前在运行核电装机容量最大的核电基地。拥有大亚湾核电站、岭澳核电站一期两座核电站共四台百万千瓦级压水堆核电机组，年发电能力近 300 亿千瓦时。其中，大亚湾核电站所生产的电力 70%输往香港，约占香港社会用电总量的四分之一， 30%输往南方电网

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大亚湾核电站选址

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一、兴建大亚湾核电站的背景改革开放之初，广东省电力工业发展很快，但由于一次能源的利用及经济增长迅猛等方面的原因，电力仍然出现供不应求，为了逐步满足实现四个现代化对电力的紧迫需要，在发展烧煤、油页岩和水力发电的同时，在广东省兴建核电站是十分必要的。大亚湾在广东省，这里资源紧缺 ,经济发达 .是最需要和最有能力的核电站建设地，并且发电量大 ,建设成本虽高，但是这个地方三面环山一面临海 ,是理想的核电站建设选址。又利用与香港毗邻的优越地理位置，赶上世界能源危机，某些石油输出国政治上动荡，油价暴涨对港九的电力工业发展也产生了影响，与香港合作建立核电站，对双方都有利，更利用双方的市场，合资在广东兴建核电站的前提条件是优越的。核电站的厂址选择至关重要，需考虑地理条件、水源情况、负荷中心、供电香港等特点。当时，根据核电站的厂址要求，选址小组

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大亚湾核电站建设工程发展经历

大亚湾核电站工程建设的主要里程碑为：1982年12月,国务院批准建设大亚湾核电站；1985年，广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司合资成立广东核电合营有限公司，负责大亚湾核电站的建设和运营；1987年8月，大亚湾核电站主体工程开工；1994年2月5日，大亚湾核电站1号机组建成投入商业运行；1994年5月6日，大亚湾核电站2号机组建成投入商业运行；1994年，大亚湾核电站获得“国际电站大奖”。

大亚湾核电站建设工程经济效益

大亚湾核电站投产十余年来，运行业绩良好，各项技术经济指标达到国际同类机组先进水平：截至2005年2月底，大亚湾核电站累计实现上网电量1428.62亿千瓦时，其中输往香港1000.03亿千瓦时；累计偿还基建贷款本息49.42亿美元，占还本付息总额的92.80%；大亚湾核电站近五年平均负荷因子超过85%；2004年，在法国电力公司（EDF）组织的同类机组安全运行挑战赛中，大亚湾核电运营管理有限责任公司取得“安全运行纪录”、“工业安全”和“辐射防护”三项第一名；2004年，在世界核营运者协会（WANO）反映核电站安全生产管理水平的9项关键业绩指标中，大亚湾核电站有5项超过世界中间水平，其中2项进入世界先进水平；2005年1月17日，大亚湾核电站第二次实现单机组连续安全运行1000天；2006年3月，大亚湾核电站1号机组在第11个燃料循环实现不停机连续安全运行485天，刷新了国内核电机组单个燃料循环运行新纪录，同时，该机组还创造了自2002年1月12日以来，连续3个燃料循环无非计划停机停堆，实现安全运行1416天的大亚湾核电站单机组运行新纪录。2100433B

电气设备系统及运行内容简介

《1000MW火力发电机组培训教材：电气设备系统及运行》是1000MW火力发电机组培训教材的《电气设备系统及运行》分册。书中详细介绍了1000MW同步发电机、变压器、高压电器设备、电气主接线和厂用电接线、直流系统、继电保护系统以及自动装置的原理、结构、特性、运行、维护及检修等内容。 《1000MW火力发电机组培训教材：电气设备系统及运行》作为1000MW火力发电机组生产人员的培训教材，也适合从事1000MW火力发电机组设计、安装、调试、运行、检修及管理工作的工程技术人员阅读，亦可供有关专业人员及高等院校相关专业师生参考。

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