重水堆核电站用CANDU-6型燃料棒束的制造工艺

介绍了我国第一条重水堆核电站用CANDU6燃料棒束生产线———包头核燃料元件厂的建设历程和运行状况,描述了CANDU 6型燃料棒束的技术特征、制造工艺流程及主要工艺技术条件要求。

CANDU 6核电站氚的控制和排放

说明了重水堆核电站氚生成的途径，核电站设计中控制氚向环境释放的措施以及排放到环境中的氚对居民所致的剂量等公众关注的问题。

核电站用Φ323.9mm×14.2mm 15NiCuMoNb5-6-4无缝钢管的组织和性能

15NiCuMoNb5-6-4钢(%:0.14C、1.14Ni、0.62Cu、0.32Mo、0.020Nb)用100 t EAF+LF+VD-铸锭工艺冶炼,锻成Φ350 mm管坯,然后用Φ460 mm PQF轧机轧成Φ323.9 mm×14.2 mm的钢管。该钢管的冶金质量、力学性能、脆性转变温度、高温持久强度等均符合标准要求。

核电ER50-6实心焊丝MAG焊熔滴过渡方式探究

文中针对核电建造中的MAG焊接工艺进行深入探究,特别是ER50-6实心焊丝在不同焊接位置下的熔滴过渡方式。焊接过程中熔滴过渡方式对焊接工艺评定的有效性具有直接影响,为确保焊接质量符合RCC-M等相关焊接标准,文中使用高速摄像系统对常用焊接参数下的熔滴过渡临界值进行测定,并分析不同过渡形式对焊接过程稳定性、熔滴形态和过渡模式的影响。通过试验研究发现,在PA,PC,PF,PE等不同焊接位置,采用常规的直流反接方式和脉冲反接方式下,熔滴过渡模式不尽一样,且熔滴过渡临界值有较大差异。该结论对核电站焊接操作的规范化和标准化具有一定指导意义,有助于提升核电建设的安全性和可靠性。

共同发展CANDU 6技术(秦山三期核电站相对于参考电站的设计变更)

介绍了秦山三期重水堆核电站为适应中国国情和秦山厂址和根据ＣＡＮＤＵ技术与国际核工业的发展，对原ＣＡＮＤＵ６的设计所作的１５项重要变更。

CANDU 6核电站反应堆物理启动

ＣＡＮＤＵ６堆调试期间的物理启动和物理调试试验主要在Ｂ阶段和Ｃ阶段进行，同时也包括Ａ阶段的堆芯装料后的临界监督。基于韩国月城４号机组的物理调试，介绍了物理调试试验数据的预模拟分析、试验方法以及试验结果的分析和评估，并指出了试验中的重要注意事项。

共同发展CANDU6技术：秦山三期核电站相对于参考电站的设计变更

ＣＡＮＤＵ６要适应中国国情和秦山厂址，作了适当设计变更。随着ＣＡＮＤＵ技术和国际核工业的发展，ＣＡＮＤＵ６也作了某些设计变更。本文介绍了秦山三期重水堆核电站所作的重要设计变更。

秦山三期CANDU6型重水堆核电站

本文介绍了世界上重水堆的发展概况以及秦山三期CANDU6型重水堆核电站的主要特点

CANDU 6核电站反应堆厂房主设备安装模式

对ＣＡＮＤＵ６反应堆厂房主设备两种不同的安装模式从技术、经济、进度等方面进行了分析比较，说明在秦山三期工程中采用ＬＲ１６５０履带吊车从厂房顶部吊装主设备，技术上操作简便，安全可靠，进度上可缩短工期，经济上也给电站带来可观的效益。

CANDU6核电站反应堆厂房主设备安装的二种模式

本语文对ＣＡＮＤＵ６反应堆厂房主设备二种没的安装模式从技术、经济、进度等方面进行了分析比较。说明在秦山三期工程中采用ＬＲ１６５０履带吊车从厂房顶部吊装主设备，技术上操作简便，安全可靠，进度上可缩短基汴也给电站带来可观的效益。

CANDU6核电站氚的控制和排放

本文说明了重水堆核电站氚生成的途径，核电站设计中控制氚向环境释放的措施以及排放到环境中的氚对居民所致的剂量等公众关注的问题。

CANDU6核电站压力管寿命管理

本文介绍了CANDU反应堆压力管的使用条件、压力管寿命与电站寿命的关系，AECL多年来对压力管的改进工作，论述了影响压力管使用寿命的因素和秦山三期压力管寿命管理的思路和主要措施。

CANDU6核电站的核安全

本文对核安全目标、纵深防御原则、四道实体屏障，五个防御层次、专设安全系统及其设计基准事件、假设外部共因事件、系统分组以及它们之间的相互关系作一简要描述。

田湾核电站1号机组2005年6月投产

俄罗斯圣彼得堡核动力研究设计院副院长别兹列普金近日在接受新闻媒体采访时说，由俄罗斯设计建造的中国田湾核电站1号机组将于2005年6月投入运营。

秦山三期CANDU6核电站技术规格书的修改

本文描述了制定秦山三期CANDU6核电站技术规格书（TS）的核安全法规依据，简要介绍了按照中国核安全法规的要求，参照美国NRC制定的压水堆核电站成熟的标准技术规格书的格式和应用和加拿大CANDU机组采用的运行方针和政策所积累的成熟的运行经验，对AECL提交的TS进行修改的情况以及对TS中一些重要技术问题的修改内容，说明了修改后的秦山三期CANDU6机组的TS基本满足了中国核安全法规的要求，可以在核电站的运行中使用。

秦山三期CANDU-6核电机组的核安全审评

秦山三期重水堆核电站是第一次在中国建造的CANDU 6机组 ,核安全评审对NNSA和TQNPC都是新的课题。重点阐述TQNPC作为业主主动参与安全评审 ,积极配合NNSA的安全评审 ,双方共同努力 ,给出恰当的评价 ,要求供货商AECL按照法规和标准要求作出适当的修改。还提出了今后CAN DU 6进一步发展的建议。

秦山CANDU-6核电机组放射性源项

简单概括了AECL为秦山CANDU 6所作的放射性源项研究 ,回顾了TQNPC为主体的审评对该项工作的作用和影响 。

CANDU-6核电机组压力管寿命管理

介绍了CANDU反应堆压力管的使用条件、压力管寿命与电站寿命的关系、AECL多年来对压力管的改进工作 。

秦山三期CANDU-6核电机组技术规格书的修改

描述了制定秦山三期CANDU 6核电机组技术规格书 (TS)的核安全法规依据 ,简要介绍了按照中国核安全法规的要求、参照美国NRC制定的压水堆核电站成熟的标准技术规格书的格式和应用加拿大CANDU机组采用的运行方针和政策所积累的成熟的运行经验 ,对AECL提交的TS进行修改的情况以及对TS中一些重要技术问题的修改内容 ,说明了修改后的TS基本满足了中国核安全法规的要求 。