来源：中国广核集团有限公司2013-09-05

、双层安全壳、4列安全系统、堆芯捕集器设计等，使堆芯熔化概率和放射性物质大规模释放概率进一步降低，核安全纵深防御能力显著提高。...台山核电在工程建设中充分借鉴了现役核电厂的设计、建造和运行经验，采用了大量经过验证的先进技术，在堆芯设计、燃料设计、系统设计、保护和控制体系优化、安全壳设计方面做了大量改进，包括采用高性能二氧化铀燃料组件

来源：中工网2013-09-04

2013年4月，耐高温达上千度的牺牲混凝土成功投产，首次应用于台山核电站2号核岛反应堆厂房的堆芯结构。

来源：中国核工业报2013-08-30

研究结果显示增强型candu 6重水堆上使用以富集度为1.6%的低浓铀为驱动的钍燃料，技术可行，堆芯系统改动较小，安全性将更高，经济性预期良好。...据研究，nue燃料适合在现有运行重水堆上使用，无需对堆芯系统作任何修改;直接利用回收铀燃料有助于提升重水堆的安全性能，但需要对反应堆系统作少量修改。

来源：国际旅游岛商报2013-08-30

它是反应堆压力容器内支撑堆芯的结构部件，为冷却剂流过堆芯提供流道，其内部结构为控制棒运动提供导向，为堆芯测量装置提供支撑和保护，并为辐照监督管提供支撑。

来源：国家核电技术公司2013-08-28

通过该试验将为验证堆芯入口流量分配的均匀性，获得反应堆进出口之间各部分的压降、流速及反应堆上、下腔室的流体交混，为cap1400反应堆的热工水力分析、结构优化设计和安全评审提供重要依据。

来源：中核辽宁核电有限公司2013-08-16

这种情况下，堆芯压力继续升高，造成稳压器泄压阀开启，但当压力降到整定值后，泄压阀却因故障卡在开启位置，导致一回路出现小破口，并演变成为堆芯裸露，堆芯上部三分之一严重损坏，放射性物质外泄。

来源：中国核电信息网2013-08-15

此系统设计是为在核反应堆控制保护系统发生故障的情况下，通过向初冷却剂中注入硼酸浓溶液，将核反应堆堆芯状态变为次临界状态。...流入反应堆系统初冷却剂回路的硼浓溶液流到核反应堆堆芯的入口，造成核反应堆能力降低。被动快速硼注入系统安装在库丹库拉姆核电站的1号和2号机组上。有人建议将此系统用于保加利亚的belene 核电站。

来源：中国能源报 焦旭2013-08-14

2011年3月11日下午，日本东部海域发生里氏9.0级大地震，并引发海啸，对福岛第一核电站造成一系列设备损毁、堆芯熔毁、辐射释放等灾害事件，为1986年切尔诺贝利核电站事故以来最严重的核事故。

来源：中国广播网2013-08-06

中国在建的三代核电站具有较为完善的严重事故预防和缓解措施，堆芯熔毁概率为10-5每堆年，大量放射性释放物质的概率为10-6每堆年。我们还可以做到核电站正常运行时近零排放。

来源：中核网2013-08-02

7月29日，中核集团小堆(acp100)重点科技专项非能动应急堆芯冷却综合模拟实验和堆芯补水箱及非能动余热排出系统实验正式启动。

来源：中国核工业报2013-08-02

大部分反应堆的1/3堆芯装载了mox燃料组件，有些新设计的第三代反应堆可装载50%的mox燃料组件。日本甚至有一座反应堆被批准装载100% mox燃料组件。

来源：国家能源网2013-07-29

通过依托项目建设、设备设计和制造技术的转让，三代核电ap1000关键设备国产化工作稳步推进，国内核电生产商在ap1000核岛关键设备大型锻件和关键设备制造上取得突破，主管道、稳压器、堆芯补水箱、安注箱、

来源：科学技术部网站2013-07-29

acme试验台架以1/3的高度比例完整模拟了cap1400核电站的主回路系统和非能动堆芯冷却系统，其试验将验证cap1400小破口事故下的非能动堆芯冷却系统的性能和相关安全分析程序，支持cap1400示范工程的安全评审

来源：大公网2013-07-26

中国在建的三代核电站具有较为完善的严重事故预防和缓解措施，堆芯熔毁概率为10-5每堆年，大量放射性释放物质的概率为10-6每堆年。我们还可以做到核电站正常运行时近零排放。

来源：西部电力网2013-07-25

近日，印度原子能管理局(aerb)批准了库丹库拉姆核电站1号机组的堆芯连锁反应和低功率试验项目，至此，已延期两年的机组调试工作已被重新启动。...目前，新的设计解决方案和技术系统已经部署，例如：双重本地化和防护屏，反应堆的被动排热系统，堆芯熔化捕集器，快速被动注硼系统，确保向反应堆长期被动供应含硼水的额外容量，以及对反应堆外壳之间的气腔进行被动过滤的系统

来源：世界核新闻网2013-07-17

4月，非能动堆芯冷却系统的部分泵被发现存在性能问题，现已替换。...印度原子能管理局(aerb)昨日批准了库丹库拉姆1号机组的堆芯连锁反应和相关低功率试验项目。

来源：中国核工业报2013-07-17

空间核热推进技术是指利用反应堆堆芯的热量直接加热输送到反应堆内的推进剂(一般是氢气)，再使之从喷嘴膨胀喷出，从而产生推力推动航天器的技术。

来源：中国核工业集团公司2013-07-17

7月12日，中核集团方家山核电工程1号机组堆芯中子通量测量系统焊接工作顺利完成。此项工作从4月20日启动，历时80天。250条焊缝经检验，质量全部合格，为后续冷试节点奠定坚实基础。...堆芯中子通量测量系统焊接具有操作空间狭窄、施焊难度大、质量要求高等特点。在施工过程中，秦山核电基地工程管理部门专人全程跟踪，并与各参建单位紧密配合，统一协调，有效保证了该项工作的顺利完成。

来源：中国国防科技信息网2013-07-15

美国橡树岭国家实验室反应堆与核系统部jessgehin称，vera具备从模拟单根燃料棒到模拟整个运行反应堆堆芯的能力。它解决运行挑战，支持通过提高效率和延长寿期来增加发电量。

来源：世界核新闻网2013-07-15

这一项目将机组的混凝土底板加厚了50厘米，使其能够在发生严重事故时抵御反应堆压力容器破损情况下产生的堆芯熔融物由熔化的包壳、燃料以及钢结构构成。...除此之外，将其表面面积扩展了80平方米，便于堆芯熔融物的平铺和冷却。底板加固工作须在反应堆压力容器下方和邻近区域进行，并广泛采用了视频引导的远程控制机械化技术。