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关键词：堆芯
“玲龙一号”堆芯测量组件提升装置设计及验证顺利完成
近日，中国核动力研究设计院 “玲龙一号”(海南昌江多用途模块式小型堆科技示范工程(ACP100))技术团队克服技术、人力、进度等多重难题，顺利完成了堆芯测量组件提升装置创新设计及验证。
2022-09-20
俄罗斯BN-800成为世界上首座全堆芯MOX燃料快堆
在完成定期大修后，俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂4号机组BN-800快堆现已恢复运行。在最近一次换料后，BN-800快堆有史以来首次全堆芯装填铀钚混合氧化物(MOX)燃料，这对核工业来说是一个期待已久的里程碑。
2022-09-14
《核电厂堆芯损伤评价方法》等12项核领域国家标准发布
近日，国家市场监督管理总局(国家标准化管理委员会)批准发布了《核电厂堆芯损伤评价方法》等12项核领域推荐性国家标准，涉及核电厂应急管理、调试试验、堆芯损伤评价、事故源项估算等，计划于2023年2月1日起实施。标准的发布将有效规范我国核电厂在应急响应、辐射防护和调试运营等过程中的有关工艺、方法及试验要求。
2022-08-06
核动力院首个研究堆堆芯物理计算领域的国际原子能机构协调研究项目获批
日前，中国核动力研究设计院一所申请的国际原子能机构协调研究项目(IAEA CRP F12028)，《Research reactor core analysis benchmark with in-pile testing loop for coupled neutronic and thermal-hydraulic calculational methodology and nuclear-data-related uncertainty quantification》成功获批立项。
2022-07-05
俄罗斯BN-800将成为世界上首座全堆芯MOX燃料快堆
俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂4号机组BN-800快堆将首次全堆芯装填铀钚混合氧化物(MOX)燃料。2022年6月20日，该机组与电网断开了连接，以便进行计划停堆换料和设备维护，其中最重要的工作将是装填MOX燃料。该堆此前已在60%堆芯装填MOX燃料的情况下运行了半年。
2022-06-29
自主三代先进堆芯测量系统（衡芯®系统）成功入选国家能源局首台（套）重大技术装备
近日，国家能源局公布了2021年度能源领域首台(套)重大技术装备(项目)名单，中国核动力研究设计院自主研发的三代核电先进堆芯测量系统——衡芯®系统成功入选该名单。
2022-06-28
这些人，用青春为中国核电造“芯”！
2019年10月27日，拥有自主知识产权的CF3燃料组件，首批批量化20组全部入堆，标志着我国全面掌握高性能核燃料研制技术，成为拥有完全自主知识产权核燃料设计制造技术的少数国家之一!
2022-05-05
漳州1号机组堆芯测量系统二次仪表顺利通过出厂验收
近日，由中国核动力研究院设计和制造的漳州1号机组堆芯测量系统(衡芯®)信号处理设备顺利通过出厂验收，作为华龙一号批量化首堆工程——漳州核电1、2号机组的12项重大设备之一，此次出厂验收为漳州1号机组后续工程进度提供了有力保障。
2022-04-13
日本东电公司将在2024年度对福岛第一核电站2号机组堆芯展开首次调查
本东京电力公司3月31日发表消息称，将在2024年度远程拍摄福岛第一核电站2号机组核反应堆压力容器内部画面，并调查熔毁核燃料的状况。
2022-04-01
堆芯中子学计算程序系统数据和功能研究招标公告
本招标项目堆芯中子学计算程序系统数据和功能研究已审批，资金来源已落实。招标人为中国核动力研究设计院，项目已具备招标条件，中科信工程咨询（北京）有限责任公司（以下简称“招标代理机构”）受招标人委托，现对该项目进行公开招标。
2021-12-30
田湾核电站VVER机组堆芯围板高通量区老化肿胀测量技术研究采购公告
田湾核电站VVER机组堆芯围板高通量区老化肿胀测量技术研究采购公告
2021-12-21
国内新型核电首堆进入“带核运行”状态，如遇事故可避免堆芯熔化
历经长达近十年的建造，位于山东的中国第四代核电示范项目开始装料，正式进入“带核运行”状态，并将在年底实现发电运营。
2021-08-21
俄罗斯为埃及达巴核电厂制造堆芯捕集器
2021年8月2日，俄罗斯国家原子能公司(Rosatom)表示，俄罗斯最大的机械制造公司Tyazmash已开始为埃及达巴(El Dabaa)核电厂1、2号机组制造堆芯捕集器部件。
2021-08-11
铸就“华龙一号”严重事故兜底的安全屏障——中国核动力院“‘华龙一号’严重事故堆芯熔融物策略研究与验证”研究纪实
为了实现史上“最严苛”的安全目标，“华龙一号”在严重事故应对上做了大量的加强设计，这其中堆芯熔融物堆内滞留成为严重事故兜底的最终方案。熔融物堆内滞留( In-Vessel Retention ，IVR )是通过压力容器壁面传热带走堆芯余热，将堆芯熔融物滞留于下封头内，大幅降低大量放射性释放的严重事故专有措施，也是应对类似日本福岛等核事故的关键措施之一。
2021-07-15
国和一号示范工程1号机组松动部件和堆芯吊篮振动监测系统顺利通过出厂验收
5月11日至12日，国和一号示范工程1号机组松动部件监测系统和堆芯吊篮振动监测系统在陕西卫峰顺利通过出厂验收。总包项目组组织示范业主、公司采购和监造、国核自仪等相关人员见证，完成了系统的FAT试验、文件、物项检查等相关工作。
2021-05-19