我国第一座商用大型核电站是
大亚湾核电站(Daya Bay Nuclear Power Plant)位于中国广东省深圳市大鹏新区大鹏半岛(北纬22°36′33.28″，东经114°33′08.30″)离香港尖沙咀直线距离51公里，由广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司合资建设与运营，隶属中国广核集团管辖，拥有两台百万千瓦级压水堆机组，所生产电力70%供应香港，30%供应广东。大亚湾核电站，从1987年开工建设，于1994年5月6日正式投入商业运行，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。大亚湾核电站是中国大陆第一座大型商用核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。
2016年11月，大亚湾公司获得第十六届全国质量奖。
大亚湾核电基地位于深圳大鹏新区大鹏湾畔，背靠排牙山、远眺七娘山，碧海、蓝天、青山浑然一体。去过的人说，走进大亚湾，犹如置身宁静的大学校园，又仿佛徜徉在一个度假胜地。其实，令人颇觉神秘的核电产业基地，早在1995年就被深圳市定为"一日游"的重要景点之一。
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，离香港尖沙咀直线距离51公里，中国最大的中外合资企业。大亚湾核电站位于:北纬22°59′42.19″，东经114°54′74.01″
坐落在广东省深圳市大鹏新区的大亚湾核电基地，拥有大亚湾核电站、
岭澳核电站两座核电站共六台百万千瓦级压水堆核电机组，年发电能力约450亿千瓦时。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;岭澳核电站所生产的电力全部输往南方电网。据2011年统计数据，两座核电站输往南方电网的电力约占广东省社会用电总量的9%。大亚湾核电基地是中国第一座大型商用核电站，总占地面积约10平方公里，内有大亚湾核电站和岭澳核电站一期、岭澳核电站二期。站在岭澳核电站一期的观景台俯瞰，核电站与蓝天碧海相互映衬，组成了一幅宏伟壮丽的画卷。
银灰色为主调的公关中心展厅是了解核电站的第一课堂，这里安放着大亚湾核电基地的全景沙盘模型、核岛、常规岛及相关设备模型，还有许多科普图片、文字、模拟机、问答机等展品，从中可了解大亚湾核电基地的全貌、核能发电原理、压水堆核电站的安全可靠性及核电站建设情况等。
从展厅出来，你可以漫步于大亚湾基地滨海大道，去材料码头看海。材料码头有个浪漫的名字--情人岛，它原是大亚湾核电站建设初期的材料装卸码头，依山傍海，景色秀丽，如今已成为人们垂钓、观海的花园式海景码头。
大亚湾核电站按照"高起点起步，引进、消化、吸收、创新"，"借贷
建设、售电还钱、合资经营"的方针开工兴建，1994年5月6日全面建成投入商业运行。并获得了在美国出版的国际电力杂志评选的"1994年电厂大奖"，成为全世界5个获奖电站之一，也是中国唯一获得这一殊荣的核电站。1995年5月，大亚湾核电站被中共深圳市委确定为"深圳市爱国主义教育基地"，成为深圳市一日游的景点之一。
https://www.doczj.com/doc/b56164395.html,2010年05月28日13:25:04 查看数：162 摘要在总结不同时期核电站仪表控制系统应用特点和发展趋势的基础上，以两座典型的核电站全数字化仪控系统为例，结合核电站仪控系统的特点及设计准则，进行详细的系统结构和功能分析，并提出我国新世纪核电站数字化仪控系统的改造与设计思路。 关键词过程控制DCS 智能化以太网现场总线 核电站的仪表和控制系统是核电站的重要组成部分，机组的安全可靠、经济运行已经在很大程度上取决于仪表控制系统的性能水平。从我国已经建成的和在建的核电工程来看，核电站的仪控系统经历了三个阶段。第一阶段是以模拟量组合单元仪表为主的控制系统，如正在运行的我国300 MW秦山核电站主控制系统应用的FOXBORO公司的SPEC200组装仪表，大亚湾2×980 MW核电站主控制系统采用的Baily 9020系统也属于这一类。其模拟量仪表采用小规模集成电路运算放大器为基础的元件来控制，逻辑量仪表采用继电器等硬逻辑电路来控制。因而系统所需要的仪表控制器件数量多，运行操作管理和维护工作任务重，大部分采用手动操作，主控室布局也显得较大。第二阶段是以模拟量和数字量混合运用的主控制系统，这一类实际是核岛系统仍采用小规模集成电路运算放大器为基础的模拟量元件来控制。而部分常规岛和辅助系统采用PLC自动控制系统，结合软件自诊断技术、冗余技术和网络通信技术，减少很多硬接线和就地控制柜，提高了系统运行可靠性。刚刚建成的广东岭澳核电站（2×980 MW）仪表控制系统就属于这一类。第三阶段称为全数字化仪表控制系统，它将应用成熟的常规电站分布式控制系统（DCS）加以改进并移植过来，全面应用在常规岛、BOP、核岛部分，构成核电站全新数字化仪表控制系统。现阶段应用比较典型的全数字化仪控系统有：日本日立等公司开发的NUCAMM－90系统、法国法马通公司N4控制系统、ABB公司的NUPLEX80 系统、美国西屋公司的Eagle21 WDPFⅡ系统以及我国在建的田湾核电站所采用的德国西门子公司的TELEPERM XP XS系统等。 1 核电站仪控系统的特点及全数字化仪控系统的功能设计原则 核电站仪控系统的特点是由其工艺过程的特点决定的，一般来讲典型的核电站仪控系统特点可以归纳为以下几点： （1）控制对象的工艺流程复杂，监测和控制的参数多而且各种过程参数联系密切，1000 MW典型的核电站仪控系统的参数信息量和指令大约是7000~9000个。 （2）系统安全性、可靠性要求高，运行质量直接与仪控系统性能相关。 （3）反应堆工作或停堆后一段时间内，大部分设备人员无法接近。 （4）控制和监测核燃料裂变链式反应及堆芯状态监测的必要性。
核电科普知识竞赛题库 第一部分：基本原理和知识 1、原子核中没有（）。 A、中子 B、质子 C、电子 2、核能分为核裂变能和核聚变能两种，是通过（）释放出的能量。 A、物理变化 B、化学变化 C、原子核变化 3、1946年，我国物理学家（）在法国居里实验室发现了铀原子核的“三裂变”、“四裂变”现象。 A、钱三强、何泽慧 B、钱三强钱学森 C、钱学森何泽慧 4、以下哪个是自然界存在的易于发生裂变的核素：（）。 A、铀-235 B、铀-233 C、钚-239 5、1942年以物理学家恩里科·费米为首的一批科学家在（）建成了世界第一座核反应堆，实现了可控的核自持链式裂变反应。 A、美国芝加哥 B、英国伦敦 C、德国柏林 6、当一个铀-235原子核在吸收了一个能量适当的中子后，这个原子核由于内部不稳定而分裂成两个或多个质量较小的（），这种现象叫做核裂变。 A、原子核 B、中子 C、质子 D、电子 7、原子核由（）组成。 A、中子和质子 B、中子和电子 C、质子和电子 D、质子、中子和电子 8、1905年，（）在其著名的相对论中指出，质量只是物质存在的形式之一；另一种形式就是能量。质量和能量相互转换的公式是：E=mc2。 A、爱因斯坦 B、玛丽·居里 C、哈恩 D、施特拉斯曼 9、意大利物理学家（）在1934年以中子撞击铀元素后，发现会有新的元素产生。 A、贝特 B、阿斯顿 C、卢瑟福 D、费米 10、1896年，法国科学家贝克勒尔发现了（）。 A、电子 B、放射性 C、 X射线 11、1898年，居里夫人发现了放射性元素（），她又通过艰苦努力，于1902年发现了另一种放射性元素镭。 A、铀 B 钍C、钋 12、1898年，居里夫人发现了放射性元素钋，她又通过艰苦努力，于1902年发现了另一种放射性元素（）。 A、铀 B 钍C、镭 13、1914年，物理学家（）确定氢原子核是一个正电荷单元，称为质子。 A、卢瑟福 B、伦琴 C、居里夫人 14、1932年，物理学家（）发现了中子。 A、查德威克 B、汤姆逊 C、居里夫人 15、1938年，德国科学家奥托·哈恩及其助手斯特拉斯曼在用中子轰击（）原子核时，发现了核裂变现象。 A、钍 B、铀 C、钚 16、1905 年，著名科学家（）提出了质能转换公式E=mC2（E为能量，m为转换成能量的质量，C为光速）。核能就是通过原子核反应，由质量转换成的巨大能量。
论核电站在我国的发展前景 班级：2010032 学生：姜志东学号：20101519 摘要：目前中国的能源相当匮乏，虽然总量很大，但是人均不足，因而探讨核能在我国的发展前景就显得尤为重要了。在本文中我准备从各个发面来探讨一下核电站在我国的发展前景，分别从：核电发电原理，原料，发电效率，经济效率和隐藏的危害等方面讨论。 关键字：核电站，核能，效率，新能源，原料，危害。 引言：中国地大物博、资源丰富，自然资源总量排世界第七位，能源资源总量约4万亿吨标准煤，居世界第三位。煤炭保有储量为10024.9亿吨，精查可采储量893亿吨；石油的资源量为930亿吨，天然气的资源量为38万亿立方米，现已探明的石油和天然气储量只占资源量的约20%和约3%；水力的可开发装机容量为3.78亿千瓦，居世界首位；新能源与可再生能源资源丰富，风能资源量约为16亿千瓦，可开发利用的风能资源约2.53亿千瓦，地热资源的远景储量为1353.5亿吨标准煤，探明储量为31.6亿吨标准煤，太阳能、生物质能、海洋能等储量更是属于世界领先地位。但因我国人口众多，能源资源相对匮乏。我国人口占世界总人口21％，已探明的煤炭储量占世界储量的11％、原油占2.4％、天然气仅占1.2％。人均能源资源占有量不到世界平均水平的一半，石油仅为十分之一。我国1997年一次能源生产量为13.34亿吨标准煤，人均能源消费量仅为1.165吨标准煤，人均电量为893kWh，不足世界人均能源消费水平2.4吨标准煤的一半，居世界第89位。北美人均能源消费量超过10吨标准煤，欧洲及独联体人均能源消费量为5吨标准煤。随着我国经济的快速发展和人民生活水平的不断提高，我国年人均能源消费量将逐年增加，到2050年将达到2.38吨标准煤左右，相当于目前世界平均值，远低于发达国家目前的水平。人均能源资源相对不足，是中国经济、社会可持续发展的一个限制因素，这也是发展新能源与可再生能源，开辟新的能源供应渠道的一个重要原因。因而讨论核电站的发展前景就尤为必要了。 正文：核电站发电原理：◇核能发电的原理 一、核能发电与火力发电非常相似，只是燃料不同，核能发电的原理和水力、火力发电厂有同样的共通点，就是设法使涡轮机(turbine)转动，以带动发电机切割磁场，将机械能转变为产生电能。其中主要的不同点在于推动涡轮机所用的动力来源。水力电厂以大量的急速流动水(例如由水坝或瀑布引出)直接推动涡轮机，而核能电厂与火力电厂则利用大量高温、高压之水蒸气推动涡轮机，其中核能电厂是靠核分裂所释放出的能量、火力电厂则是靠燃烧煤炭、石油或天然气等化石燃料以产生蒸汽。 二、核能发电利用铀燃料进行核分裂连锁反应所产生的热，将水加热成高温高压，核反应所放出的热量较燃烧化石燃料所放出的能量要高很多(相差约百万倍)，比较起来所以需要的燃料体积比火力电厂少相当多。核能发电所使用的的铀235 纯度只约占3%－4%，其余皆为无法产生核分裂的铀238。 核电站的原料主要是铀235。 核电站的发电效率：例而言，核四厂每年要用掉80吨的核燃料，只要2支标准货柜就可以运载。如果换成燃煤，需要515 万吨，每天要用20吨的大卡车运705 车才够。如果使用天然气，需要143 万吨，相当于每天烧掉20万桶家用瓦斯。换算起来，刚好接近全台湾692万户的瓦斯用量。而核电站发电是裂变产生能量，根据爱因斯坦的质能方程E=m*c2,可知这产生的能量是多么巨大！ 核电站的经济效率：占地小，投资成本低，发电功率大，如果无突发情况是一种很安全的发电方式，也很环保。 核能背后隐藏的危害：核污染是指由于各种原因产生核泄漏甚至爆炸而引起的放射性污染。其危害范围大，对周围生物破坏极为严重，持续时期长，事后处理危险复杂。
核电厂主要生产系统 核电厂的分类的主要依据是反应堆堆型，按堆型分类世界上已投入运行的核电厂有以下几种： 1）压水堆核电厂 这种核电厂的优点是：反应堆的结构简单，功率密度高；汽轮机不带放射性，勿需采取防护措施。 这种核电厂的缺点是：系统复杂，设备多；为得到较高的蒸汽参数，反应堆及一回路设备都要在很高的压力下工作，使其设计、制造困难。 1950年美国海军把推进动力研究集中在压水型反应堆上，1954年魟鱼号核潜艇下水。随后，美国压水型反应堆由于陆上核电厂的建设，并得到了迅猛发展。 2）沸水堆核电厂 这种核电厂的优点是：系统简单（只有一个回路，设备少。无蒸汽发生器、稳压器、主泵及一回路主管道等）；在反应堆压力低的情况下可获得相对高的蒸汽参数。 这种核电厂的缺点是：反应堆结构复杂，功率密度低；汽轮机带有放射性，要采取防护措施。 沸水堆核电厂发展的很快，1960年美国第一座示范性沸水堆核电厂投入运行以后，目前单机最大功率已达1300MW。 3）重水反应堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料，提高了铀资源的利用率，降低了燃料的成本；采用压力管，省去技术复杂、制造困难、价格昂贵的压力壳；能不停堆换料。 这种核电厂的缺点是重水昂贵，发电成本高。 1956年，加拿大建成了实验性的重水堆核电厂，后来又建造了电功率为540MW和750MW的重水堆核电机组。 4）石墨气冷堆核电厂 这种核电厂的优点是：用天然铀作燃料成本低；获得的蒸汽参数高，且为过热蒸汽。
这种核电厂的缺点是：功率密度小，反应堆体积庞大；燃料装量大，燃耗浅，自耗功大，发电成本高。 前苏联自第一座核电厂开始，一直在设计、建造石墨水冷堆核电厂，并在国内建造了一批功率为1000MW的这种核电机组。 5）快中子堆核电厂 这种核电厂的优点是：可使对轻水堆来说是核废料的U238，变成可用的核燃料，大大提高铀资源的利用率。 这种核电厂的缺点是：钠的腐蚀性强，对设备、管道的材料要求高；钠在空气中会燃烧，在水中会爆炸－钠水反应，故危险性大。 快中子堆是最有发展前途的核电厂。因为它是一种增殖堆，能大量利用“核废料”。1951年美国实验快堆首次从核反应堆发电点亮4个灯泡。虽然世界上发达的国家已建成10多座快中子堆核电机组，但均为实验性的原型堆，尚有许多技术问题有待解决。 到2008年7月份，我国有9台压水堆核电机组、2台重水堆核电机组在商业运行，有16台压水堆核电机组、1台高温气冷堆核电机组以及一座实验快堆正在建设中。目前世界上最先进的第三代压水堆是美国AP1000和法国与德国联合开发的欧洲先进堆EPR，我国将分别在山东海阳、浙江三门和广东台山建设这两种机组。 1压水堆核电厂系统构成 压水堆核电厂是以压水反应堆将裂变能转换为热能发电的，是目前世界上选用最多的堆型。压水堆核电厂是以高压欠热水作为慢化剂和冷却剂，一回路高压高温水通过蒸汽发生器使二回路水生成蒸汽送到汽轮发电机进行发电。图1.2-1为压水堆核电厂系统原理图。
一回路部分： 1、了解压水堆核电厂的基本组成、工作原理、安全设计、环境保护，熟悉我国 各主要核电站的堆型、功率、发展战略等。 基本组成：核岛（NI）、常规岛（CI）、电站配套设施（BOP） 工作原理：一回路冷却剂循环：反应堆→蒸汽发生器→冷却剂泵→反应堆 二回路工质循环：蒸汽发生器→汽轮机→凝汽器凝→给水泵→蒸汽发生器安全设计：严格遵守核电站安全三要素：反应性控制、堆芯冷却和放射性产物的包容。采用了多道安全屏障和纵深防御的原则 环境保护：对核电厂的放射性进行热屏蔽、生物屏蔽；设臵放射性废物处理系统；严格遵守核废物处理的原则：分类处理，尽量回收，把排放量和放射性水平减至最小。 核电发展战略：坚持发展百万千瓦级先进压水堆核电技术路线，目前按照热中子反应堆—快中子反应堆—受控核聚变堆“三步走”的步骤开展工作。 2、掌握反应堆的基本结构、组成，各功能组件的组成、原理等；压力容器内冷 却剂的流动方向等。 基本结构：1、反应堆压力容器2、反应堆堆内构件3、堆芯4、驱动机构 组成：堆芯、压力容器、堆内构件和控制棒驱动机构 3、掌握RCP系统、各设备的主要功能、主要组成、重要特征参数、运行参数 等，自然循环的原理。 系统主要功能：1、热量传输2、中子慢化3、反应性控制4、压力控制5、阻止放射性物质扩散6、稳压器的安全阀起超压安全保护作用 系统组成：由反应堆和与其相连的三个环路组成，每条环路包含一台蒸汽发生器、一台主泵及相应的管道。一台稳压器是三个环路公用，经波动管连接在一环路的热管段上。
运行参数：系统运行压力14.7~15.7MPa（常用15.5MPa）——指什么地方压力？（稳压器汽腔压力）（1）反应堆进口冷却剂温度280~300℃（2）反应堆出口冷却剂温度310~330℃（3）反应堆进出口冷却剂温升30~40℃自然循环的原理：蒸汽发生器位置高于反应堆的位置，在蒸汽发生器中，冷（水）柱和热（水）柱之间的密度差为工质的循环提供驱动压头。使冷却剂能在无外力的情况下循环流动。 4、掌握RCV、REA、RRA的主要功能，系统组成、设计流程（管线），投入条 件，已经相互之间的连接关系，会看图分析。 1）化学和容积控制系统（RCV） 主要功能：是与核安全有关的系统之一；实现容积控制、化学控制和反应性控制。 流程：包括：、下泄回路、净化回路、上充回路、轴封水及过剩下泄回路、低压下泄管线、除硼管线。 组成：1、再生式热交换器-RCV001EX 2、下泄降压孔板-RCV001/002/003DI 3、下泄热交换器-RCV002RF（非再生式热交换器） 4、除盐器前旁路阀-RCV017VP 5、下泄控制阀-RCV013VP 6、除盐器前过滤器-RCV001FI 7、混床除盐器-RCV001、002DE 8、阳床除盐器-RCV003DE 9、三通阀-RCV026VP 10、容积控制箱-RCV002BA 11、上充泵-RCV001、002、003PO 投入条件：1、一回路冷却剂温度变化以及一回路冷却剂泄漏引起冷却剂体积波动导致稳压器液位偏离程控液位的整定值 2、冷却剂中的悬浮杂质、冷却剂的水质及放射性指标超过规定范围。 2）反应堆硼和水补给系统（REA） 主要功能：为化容系统贮存并供给其容积控制、化学控制 和反应性控制所需的各种流体。 (1) 提供除盐除氧含硼水，以保证RCV系统的容 积控制功能；(2) 注入联氨、氢氧化锂等药品，以保证RCV系 统的化学控制功能；(3) 提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证 RCV系统的反应性控制功能。 组成：一、补水回路 两个除盐除氧水贮存箱，两个机组共用 四台除盐除氧水泵，每个机组两台 两个化学物添加箱，每个机组一个 二、硼酸补充回路 一个硼酸溶液配制箱，两个机组共用 三个硼酸溶液贮存箱，每个机组各用一个， 第三个为共用四台硼酸溶液输送泵，每个机组两台 流程：正常补给管线、补水旁路管线、直接硼化管线、应急硼化管线、与换料水箱的连接管线 投入条件： 3）余热排出系统（RRA）
第四代核反应堆系统简介 绪言 第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。 图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越 第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。 第四代核反应堆的堆型 最初，人们设想过多种反应堆类型。但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应
一、词汇简写与翻译 1、聚变fusion 裂变fission 2、安全壳Containment Structure 3、包壳Cladding 4、控制棒Control Rods 5、压力容器Reactor Vessel 6、汽轮机Turbine 7、冷凝器Condenser 8、RCP反应堆冷却剂泵Reactor Coolant Pumps 9、SG 蒸汽发生器Steam Generator 10、SFR 钠冷快堆系统Sodium Cooled Fast Reactor System 11、LFR铅冷快堆系统Lead Alloy Cooled Fast Reactor System 12、GFR气冷快堆系统Gas Cooled Fast Reactor System 13、VHTR超高温堆系统Supercritical Water Cooled Reactor System 14、MSR熔盐堆系统Molten Salt Reactor System 15、RPV 反应堆压力容器Reactor Pressure Vessel 16、IAEA 国际原子能组织International Atomic Energy Agency 17、EPR 欧洲压水堆European Pressurized Reactor 18、ABWR先进的沸水反应堆Advanced Boiling Water Reactor 19、PWR 压水堆Pressure Water Reactor 20、BWR沸水堆Boiling Water Reactor 21、CEFR 中国实验快堆China Experiment Fast Reactor 22、DOE 美国能源部Department of Energy 23、NRC 美国核管理委员会Nuclear Regulatory Commission 24、CNNC 中国核工业集团总公司The China National Nuclear Corporation 25、CGN 26、CSS安全壳喷淋系统Containment Spray System 27、RCS 反应堆冷却剂系统Reactor Coolant System 28、OBE 运行基准地震Operating Basis Earthquake 29、DBA 设计基准事故Design Basic Accident 30、QA质量保证Quality Assurance 31、ASME美国机械工程师协会American Society of Mechanical Engineers 32、CVCS化学和容积控制系统Chemical and Volume Control System 33、RBWM/REA 反应堆硼和水的补给系统Reactor Boron and Water Make up 34、RHR 余热排出系统Residual Heat Removal 35、CCWS/RRI 设备冷却系统Component Cooling Water System 36、ESWS/SEC 重要厂用水系统Essential Service Water System 37、PTR 反应堆换料水池和乏燃料池冷却和处理系统Reactor Cavity and Spent Fuel Pool Cooling and Treatment 38、WTS 废物处理系统Waste Treatment System 39、热管段：hot leg 冷管段：cool leg 40、PPM 百万分之一Parts Per Million 41、RX：安全壳厂房 KX：燃料厂房及换料水池 1.核能在人类生产和生活中的应用的主要形式是核电。 2.压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统、蒸汽和动力转换系统、循环水系统、发电机和输配电系统
我国第一座商用大型核电站是 它是大亚湾核电站。大亚湾核电站位于深圳大鹏新区大鹏湾两岸，背靠排崖山，俯瞰七娘山。蓝色的大海，蓝天和绿色的山脉融为一体。曾经去过那里的人说，走进大亚湾就像在一个安静的大学校园里散步，就像在度假胜地里散步一样。实际上，早在1995年，神秘的核电产业基地就被指定为深圳的重要风景区之一。 大亚湾核电站是中国第一座大型商业核电站。它位于深圳市东部，距香港的尖沙咀51公里。 大亚湾核电站位于深圳东部的大亚湾两岸。这是我国第一个引进外资，设备和技术建设的大型商业核电站，配备了两套90万千瓦的压水堆。该核电站建于1985年。1号和2号机组于1993年5月和11月装满核燃料，并于1994年2月5日投入商业运行。 秦山第一核电站位于杭州湾。它是中国第一座独立设计，建造，运营和管理的300MW压水堆核电站。1985年3月，倒入了核岛底板的第一个混凝土罐。它于1991年12月首次并网，并于1994年4月投入商业运行。 大亚湾核电站投产以来，各项经济运行指标达到国际先进水平。自1999年开始，与64台法国同类型机组在五个领域的安全业绩挑战赛中，至2010年共获得25项次第一名。2006年5月13日，大亚湾核电站1号机组较原计划提前12.94天完成第一次十年大修，成为中国在运行核电站中首个走过设计寿期内除退役外所有关键路径的核电站。2010年10月22日，大亚湾核电站1号机组实现整个
燃料循环不停机连续安全运行530天的国内新记录;至2011年12月31日，该机组实现无非计划停堆安全运行3387天，这是国内核电机组的最高记录，该纪录还在延伸。 大亚湾核电站的建设和运行，成功实现了中国大陆大型商用核电站的起步，实现了中国核电建设跨越式发展、后发追赶国际先进水平的目标，为中国核电事业发展奠定了基础，为粤港两地的经济和社会发展作出贡献。
核电设备名词及系统简介 1、装备制造业名词：RCC-M 来源：发改委 RCC-M是法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称，由法国核岛设备设计和建造规则协会（AFCEN）为规范法国压水堆核电站机械设备设计和建造而编制，已被法国政府采纳，是法国核电标准RCC系列的一个分支。RCC系列（RCC-C、RCC-E、RCC-M、RCC-MR和RSE-M五部分）规范标准的原始基础是美国轻水堆核电标准，法国在20世纪70年代初期引进了美国西屋公司的90万千瓦级核电机组技术，启动了压水堆核电发展计划，按照美国ASME－III等标准陆续建成一批90万千瓦级核电机组。为适应法国核安全管理的要求并根据工业实践经验和业主（EDF）对制造和检测的要求，法国相关部门对引进的标准增设了相关的附加规定。此后，法国相关部门又把附加规定与设计和建造标准全部收集到一套完整的文件中。这就是RCC系列标准的由来。自1980年10月出版第一版以来，应法国国内及国外项目建设的需要，AFCEN不断对RCC-M进行升级或补遗，截至目前最新版本2007版，共计有7个版本。RCC-M是针对不同核电项目建设而不断进行升级的。在RCC-M标准的使用过程中，世界上任意一家使用方均可提出修改要求。AFCEN定期举行小型会议（每年10～20次），由50～100个会员参加，综合考虑各种情况和问题，如法规和涉及标准的变化、国际范围内管理要求的更新以及工业发展情况等对RCC-M标准进行更新。 RCC-M主要用于安全级设备，在法国和其他国家（如中国）供买卖双方在合同签订时作为依据性文件使用。RCC-M中所给出的规则主要借鉴了"ASME锅炉及压力容器规范"第III卷核动力装臵设备（NB、NC、ND、NG、NF）
中国的核电站有哪些 中国的核电站情况到目前，中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。 一、秦山核电站（中核） 秦山核电站地处浙江省海盐县。 一期工程，采用中国CNP300压水堆技术，装机容量1×30万千瓦，设计寿命30年，综合国产化率大于70%，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土（FCD），1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。经过十多年的管理运行实践，实现了周恩来总理提出的“掌握技术、积累经验、培养人才，为中国核电发展打下基础”的目标。 二期工程及扩建工程，采用中国CNP650压水堆技术，装机容量2×65万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率二期约55%，二扩约70%，1#、2#机组先后于1996年6月和1997年3月开工，经过近8年的建设，两台机组分别于2002年4月、2004年5月投入商业运行，使我国实现了由自主建设小型原型堆核电站到自主建设大型商用核电站的重大跨越，为我国自主设计、建设百万千瓦级核电站奠定了坚实的基础，并将对促进我国核电国产化发展，进而拉动国民经济发展发挥重要作用。扩建工程（3#、4#机组）是在其设计和技术基础上进行改进，2006年4月28日开工，3#机
组计划于2010年12月建成投产，4#机组力争2011年年底投产。 秦山三期（重水堆）核电站采用加拿大成熟的坎杜6重水堆技术（CANDU 6），装机容量2×728兆瓦，设计寿命40年，综合国产化率约55%，参考电厂为韩国月城核电站3号、4号机组。1号机组于2002年11月19日首次并网发电，并于2002年12月31日投入商业运行。2号机组于2003年6月12日首次并网发电，并于2003年7月24日投入商业运行。 二、广东大亚湾核电站（中广核） 大亚湾核电站是采用法国M310压水堆技术，装机容量2×98.4 万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率不足10%，1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。 三、岭澳核电站（中广核） 岭澳核电站位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。 一期工程，采用中国CPR1000压水堆技术，装机容量2×99万千瓦，设计寿命40年，综合国产化率约30%，于1997年5月开工建设，2003年1月全面建成投入商业运行，2004年7月16日通过国家竣工验收。 二期工程，采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，1号和2号机组综合国产化率分别超过50%和70%，于2005年12月开工建设，两台机组计划于2010年至2011年建成投入商业运行。 三期工程，采用采用中国改进型CPR1000压水堆技术，装机容量2×100万千瓦，设计寿命40年，预计2011年开工建设。
本文由vol_cc贡献 ppt文档可能在WAP端浏览体验不佳。建议您优先选择TXT，或下载源文件到本机查看。 第二章压水堆核电站热力系统 1 2.1 核电站简介 ★核电厂系统简图 2 ★核电优势 ●核电厂是高能量、少耗料的电厂。核燃料的能量密度非核电厂是高能量、少耗料的电厂。常高，以铀-235为例，1kg铀-235裂变产生热量约相当于为例，裂变产生热量约相当于2700吨常高，以铀为例铀裂变产生热量约相当于吨标准煤燃料释放的热量。标准煤燃料释放的热量。●核电厂也是特殊核燃料生产厂。核燃料在反应堆内燃烧核电厂也是特殊核燃料生产厂。过程中还能使一部分铀238或钍转化为新的可裂变燃料，经或钍232转化为新的可裂变燃料转化为新的可裂变燃料，过程中还能使一部分铀或钍加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、加工处理后可重新用作核燃料入堆使用。使自然界中的铀、钍矿藏可获得充分利用。矿藏可获得充分利用。●大多数国家核电成本低于火电。大多数国家核电成本低于火电。电厂每度电的成本 建造投资费燃料循环费 >火电厂 <<火电 <<火电 运行维修费不相上下 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约－ %3 总体，每度电的发电成本，核电厂普遍低于火电厂约15－50%。 4 世界核电厂分布图 截止2002年截止2002年1月，全世界运行的核电站有438 个，总发电全世界运行的核电站有438 量为353 还有32核电站正在建设中核电站正在建设中。量为353 GW(e) 。还有32核电站正在建设中。我国从2002年装机万KW到2020年要发展到我国从年装机200万到年要发展到4000万KW 万年装机年要发展到 5 ●国际能源贮备资源石油天然气煤核能●核电是安全可靠并且清洁的。核电是安全可靠并且清洁的。▲核电厂严格按国际安全规范设计建造；核电厂严格按国际安全规范设计建造；▲运行时严格控制三废排放；运行时严格控制三废排放；▲对放射性排放经严格处理。即使从放射性排放来对放射性排放经严格处理。看，核电厂对环境的污染也比火电厂小 6 可使用年限 37 60 200 250 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 SO2 CO2 煤天然气石油核能 SO2千吨/年千吨/ 70 0 30 0 CO2千吨/年千吨/ 6000 3000 5000 0 7 1000兆瓦电厂每年释放 1000兆瓦电厂每年释放 NOX
1.1. 核能相对于其他能源的优势（阐述发展核能的重要性和必然性） 1.2. 当前国内外核电发展研究现状 1.3. 世界各国国核电发展趋势 1.4 毕业设计的意义和目的 正文： 第1章国内外对核电站研究现状 1.1. 核能相对于其他能源的优势 伴随着科技和经济的发展，人类对于生活质量的追求越来越高，在各个领域的发展都十分迅速，然而在我们人类不断进步的同时，我们对于能源的需求也在不断提高，直到21世纪的今天，能源危机已经遍及全球各个国家，以及燃烧煤、石油、天然气等到时的温室效应、臭氧层空洞等，是的我们唯一的赖以生存的家园变得岌岌可危，因此寻求新的清洁的能源成为整个人类缓解能源危机及环境问题的首要任务，而核能便成为各国的重点关注对象。 我国的可再生能源有着得天独厚的优势，是重要的战略替代能源，对增加能源供应，改善能源结构，保障能源安全，保护环境具有重要的作用。积极开发和利用核能、太阳能、风能、电能、生物质能、地热能以及海洋能等可再生能源，是实现我国经济社会可持续发展能源战略的必然选择。但我国同时也是一个能源生产大国和消费大国，拥有丰富的化石能源资源。2006年，煤炭保有资源量为10345亿吨，探明剩余可采储量约占全世界的13%，列世界第三位。但是中国的人均能源资源拥有量较低，煤炭和水力资源人均拥有量仅相当于世界平均水平的50%，石油、天然气人均资源拥有量仅为世界平均水平的1/15左右。能源资源赋存不均衡，开发难度较大，已探明石油、天然气等优质能源储量严重不足。再加上能源利用技术落后，利用低下，在经济高速
增长的条件下，我国能源的消耗速度比其他国家更快，能源枯竭的威胁可能来得更早、更严重。因而，日益增长的对外能源需求造成的能源压力迫使我们不得不寻找解决能源危机的突围之路。 迄今为止，世界能源需求的85%来自燃烧煤、石油、天然气等化石燃料。大量燃烧化石燃料所产生的二氧化硫、二氧化碳、氮氧化物、一氧化碳和颗粒物等，是的地球环境再次遭到严重破坏，威胁到人类的健康。而且，煤、石油、天然气等化石燃料属于不可再生的资源，随着其消耗的迅速增长，使它们在地球上的储量面临枯竭的境地。为了缓解能源危机，我们便需要寻找新的清洁的能源，在自然界中，除了化石燃料外，核能、水力、风力、太阳能、地热、潮汐能等也都是可资利用的能源。水力是无污染的能源，应充分开发使用，但水力资源终究有限，且受地理条件限制。水力发电随季节变化很大，所以光靠水力替代不了化石燃料，满足不了日益增长的能源需求；风力、太阳能、地热、潮汐能等，都因受多种条件的限制，只能在一定条件下有限开发，很难大量使用；较乐观地估计，到21世纪，上述几种能源中每种在能源总耗量中的比例，都很难超过1%。 然而到目前为止，在技术上已较成熟，而且能大规模开发使用以提供稳定电力的惟有核能。因为核能有其无法取代的优点，主要表现于： （1）核能是地球上储量最丰富的能源，又是高能量密集型的能源。 （2）核电是清洁、低碳的能源，有利于保护环境。如果取代燃煤发电设备，1GW 核电设备运行1年能避免排放560万吨CO2，能有效的遏制和缓解温室效应，保护环境。 （3）核电的经济性优于火电。 （4）核燃料能量密度比起化石燃料高上几百万倍，故核能电厂所使用的燃料体积小，运输与储存
《核电厂系统与原理》课后习题（部分答案未找到或与教材有些许出入） 核岛 1.核能有何特点是什么？ 特点1：核能具有很高的能量密度 特点2：核电是清洁的能源 特点3：核能是极为丰富的能源 特点4：核电在经济性具有竞争力 特点5：核电的安全性具有保障 2.压水堆核电厂的基本组成是什么？与火电厂的对应关系是什么？ 压水堆核电站分为三大部分：核岛（NI）常规岛（CI）电站配套设施（BOP） 3.核电厂的安全目标是什么，其两个解释目标是什么？ 辐射防护目标；确保在正常时放射性物质引起的辐射照射低于国家规定的限 值，并保持在可合理达到的尽量低的水平。 (As Low As Reasonably Achievable-ALARA) 技术安全目标；防止发生事故，减少严重事故发生概率及其后果 4.纵深防御原则是什么，与核电站设计有何关系？ 纵深防御原则（defense-in-depth）多道屏障多级防御 5.单一故障原则是什么，与核电站设计有何关系？ 要求某设备组合在其任何部位发生可信的单一故障时仍能执行其正常功能的准则。 6.压水堆核电厂的屏蔽如何分类？ 热屏蔽 设置在被防护设备周围，防止压力容器、混凝土生物屏蔽吸收来自活区性的快中子和γ辐射的能量而出现过高的温升而损坏。 生物屏蔽 一次屏蔽-----屏蔽压水堆活性区 二次屏蔽-----屏蔽一回路系统各主要设备 辅助系统屏蔽-----防护来自各个辅助系统的各种核辐射 工艺运输屏蔽-----对乏燃料组件有关操作的屏蔽 7.反应堆冷却剂系统的功能是什么？为实现其功能，主冷却剂系统的基本组成是什么？ 1可控的产生链式裂变反应 2导出堆芯热量，冷却堆芯，防止燃料元件烧毁 3产生蒸汽 4第二道实体屏障，包容放射性物质 组成：反应堆压力容器 控制棒驱动机构的压力外壳 主冷却剂管道——（热管段、过渡段、冷管段） 蒸汽发生器一回路侧 主冷却剂泵 稳压器及其连接的管道——（波动管、喷淋管） 与辅助系统相连的管道和阀门 8.反应堆的功能是什么? 以铀为核燃料，可控制地使一定数量的核燃料发生持链式裂变反应，并持续不断地将核裂变释放能量带出作功。反应堆是核电站的核心设备，整个核电站的安全和经济性能与其密切相关。 9.主泵的功能是什么？目前，压水大型堆核电厂主要使用哪种类型的主泵，为什么？
核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。
1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 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。 4、快堆核电站 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。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
中国核电大事记 ☆ 1970年12月 周恩来总理指出：“中国建设核电站要采取安全、适用、经济、自力更生的方针”。 ☆ 1974年3月周恩来总理主持中央专委会，审查批准了中国第一座自主建设的30万千瓦核电站的设计方案，决定作为重点科技开发项目，列入国家计划。 ☆ 1980年1月中共中央提出：核电站的研究应加强，和平利用原子能问题应由二机部统一归口，组织协作。 ☆ 1982年5月五届人大常务委员会第23次会议决定，将二机部改名为核工业部。张忱担任核工业部部长。 ☆ 1984年10月国务院批准成立国家核安全局，姜圣阶担任国家核安全局局长。 ☆ 1985年3月中国自行设计、建造和运营管理的首座30万千瓦压水堆秦山核电站开工建设。 ☆ 1986年1月中共中央、国务院决定，核电工作包括建设和生产运行，均由水利电力部移交给核工业部统一管理和经营。☆ 1987年8月中国首座大型商用核电站广东大亚湾核电站开工建设。核电站由广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司合资组建的广东核电合营有限公司负责建设和运行，核电技术引进法国Ｍ310技术。 ☆ 1988年9月经国务院批准中国核工业总公司正式成立，蒋心雄担任中国核工业总公司总经理。 ☆ 1991年12月中国第一座自主建成的核电站（秦山）并网发电成功，结束了大陆无核电的历史，实现了核电技术的重大突破。 ☆ 1993年8月中国自行设计、建造的第一座出口商业核电站巴基斯坦恰希玛核电站开工建设。 ☆ 1994年9月经国务院批准中国广东核电集团有限公司成立，昝云龙担任董事长、党组书记兼总经理。 ☆ 1998年6月秦山三期核电站开工建设，这是中国首座商用重水堆核电站，采用了加拿大坎杜6重水堆核电技术。 ☆ 1999年7月中国核工业集团公司和中国核工业建设集团公司在北京成立。李定凡担任中国核工业集团公司党组书记、总经理。穆占英担任中国核工业建设集团公司党组书记、总经理。 ☆ 1999年10月江苏省连云港田湾核电站1号机组开工建设，该项目采用了俄罗斯AES-91型压水堆核电技术。 ☆ 2000年10月中共十五届五中全会，通过了《中共中央关于制定国民经济和社会发展第十个五年计划的建议》，《建议》指出：适当发展核电。 ☆ 2003年9月国务院核电自主化工作领导小组成立，曾培炎副总理担任领导小组组长。 ☆ 2006年2月国务院发布《国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006-2020年）》，“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”成为16个重大科技专项之一。 ☆ 2006年3月十届全国人大四次会议批准《国民经济和社会发展第十一个五年规划纲要》。《纲要》指出：积极推进核电建设。 ☆ 2006年3月国务院常务会议审议并原则通过了《核电中长期发展规划（2005年－2020年）》。按照“积极发展核电”战略，到2020年，我国核电装机占全国发电装机的比例将增加到4％，达到4000万千瓦。 ☆ 2006年6月国务院成立了大型先进压水堆及高温气冷堆重大专项领导小组，曾培炎副总理担任领导小组组长。 ☆ 2007年3月中国第三代核电自主化依托项目正式确定选用美国西屋公司的ＡＰ1000技术方案。 ☆ 2007年5月由国务院和中国核工业集团公司、中国电力投资集团公司、中国广东核电集团有限公司、中国技术进出口总公司共同出资组建的国家核电技术有限公司在北京成立。王炳华担任党组书记、董事长。 ☆ 2008年8月国家能源局在北京挂牌，核电行业管理重新纳入国家能源局。张国宝担任国家能源局局长。 ☆ 2009年4月浙江三门核电站一期主体工程开工，它将成为全球第一个使用AP1000核电机组的核电站。 ※ 注：《核电大事记》与核电项目列表由本刊记者冯志卿根据公开资料整理 63 中国投资 2009.5
大亚湾核电站: 大亚湾核电站（Daya Bay Nuclear Power Plant）位于中国广东省深圳市大鹏新区大鹏半岛（北纬22°36′33.28″，东经114°33′08.30″）离香港尖沙咀直线距离51公里，由广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司合资建设与运营，隶属中国广核集团管辖，拥有两台百万千瓦级压水堆机组，所生产电力80%供应香港，20%供应广东。 电站于1987年开工建设，1994年2月，1号机组投入商业运行；同年5月，2号机组投入商业运行。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。 大亚湾核电站是中国大陆第一座大型商用核电站，也是中国大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。 2016年11月，大亚湾公司获得第十六届全国质量奖。 截至2018年12月31日，大亚湾核电基地累计上网电量达7098.48亿度，其中对港供电累计达2488.18亿度。 历史沿革： 1978年12月4日，邓小平会见了法国外贸部长弗朗索瓦一行，并在回答法国记者问题时公开宣布：中国已决定向法国购买两座核电站设备。 1980年前后，香港的电力供应曾一度紧张，为抓住此商机，中华人民共和国水利电力部和广东省政府计划在靠近香港、广州、深圳等电力负荷中心的深圳市大鹏镇境内建设一座核电站，因选址临近大
亚湾畔，故命名为大亚湾核电站。该电站为内地与香港中华电力公司合资建设（港方股份25%），并将所发电力的大部分售予香港。但在筹备期间，中国政府和英国政府商讨香港最终归属等事件，而延迟了核电站的建设。 1982年12月13日，国务院常务会议第四次讨论在广东省建设核电站问题，会议确定建设大亚湾核电站。后来，电站引进了法国的核岛技术装备和英国的常规岛技术装备进行建造和管理，并由一家美国公司提供质量保证。 1987年8月7日正式开工，使用压水型反应堆技术，安装两台98万千瓦发电机组，于1994年全部并网。 大亚湾核电站是中国首座引进先进技术、设备和资金建设的大型商用核电站，拥有两台单机容量为98．4万千瓦的压水堆核电机组，由中国广东核电集团与香港中华电力公司合资建设和运营。核电站于1987年8月开工建设，1994年5月建成投入商业运行。 按照合营合同，大亚湾核电站合营期20年，从1994年至2014年。合营期内大亚湾核电站70%的电量输送香港。截至2012年8月31日，大亚湾核电站累计实现上网电量2012亿千瓦时，输港电力达1443亿千瓦时，年售港电量占香港社会总用电量的四分之一。根据本次签署的延长合营期合同，2014年大亚湾核电站首个合营期结束后，双方将合营期再延长20年，至2034年。 2016年4月6日，巴黎举行的2015年度国际同类型机组安全业绩挑战赛颁奖仪式上，中国广核集团所属的大亚湾核电运营管理有