来源：中国能源报2011-08-18

今年1月6日，岭澳二期2号机组堆芯首次装料；2月25日，首次成功临界；5月3日，首次并网成功；7月23日，该机组核反应堆功率首次提升至满功率平台，调试工作进展顺利。

2011-08-16

国家核应急协调委员会研究员冯毅表示，机组至少需要运行一年才能证明是否可行，既然是示范工程，投产后需至少更换一次核燃料才能了解堆芯运行情况，在此基础上才能证明ap1000是否能大面积商用。

来源：红网2011-08-15

极端事故情况下堆芯熔融物的滞留ap1000核电站为防止堆芯熔融物熔穿压力容器，采用了将堆芯熔融物滞留在压力容器内的设计(ivr)，在堆芯熔化状态通过反应堆压力容器外部充水冷却，保持压力容器不被熔穿，从而实现将堆芯熔融物滞留在压力容器内的目的

来源：三湘都市报2011-08-15

致使1号、2号、3号堆芯失去冷却，堆芯温度逐渐升高。最终导致1、2、3号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损，产生氢气而相继爆炸(氢爆)。...，堆芯余(衰变)热不能被带出。

来源：新华网2011-08-09

福岛第一核电站3号反应堆3月14日发生氢气爆炸，据信在此之前已发生堆芯熔毁，核燃料熔化后掉落到反应堆压力容器底部。...田边指出，如果3号反应堆大部分燃料因“堆芯二次熔毁”掉落到安全壳底部，东电相关作业方案可能需要重新调整。

2011-08-08

如棒控棒位系统、堆芯测量系统。常规岛部分基本全是非安全级的；bop部分也基本上是非安全设备,如放射性废物处理、压缩空气、除盐水、制氢、辐射监测、安防系统等。

来源：电气中国2011-08-08

如棒控棒位系统、堆芯测量系统。常规岛部分基本全是非安全级的；bop部分也基本上是非安全设备,如放射性废物处理、压缩空气、除盐水、制氢、辐射监测、安防系统等。

来源：百方网2011-08-04

，充分利用铀资源，提高核燃料利用效率，目前我国第四代核电站试验快堆已经成功并网发电；在聚变堆技术发展方面，目前正在参加国际合作，消化吸收国外先进技术，同时在国内利用已有的和升级改造后的试验装置，开展近堆芯等离子体物理试验研究等跟踪研究

来源：国家核电技术有限公司2011-08-03

压力容器是放置核反应堆堆芯并承受运行压力的密闭容器，是主设备现场安装的关键设备之一。

来源：大洋网-广州日报2011-08-02

，带走堆芯余热，并对安全壳外部实施喷淋，从而恢复核电站的安全状态。...16日，法国核安全局副主任古普塔表示，福岛第一核电站始建于上世纪60年代末，设计时并未将反应堆“堆芯熔化”的风险考虑在内，因此在遭遇强震和海啸后，1号、2号和3号机组都出现了此类险情。

来源：深圳新闻网2011-07-29

核能管理委员会主席格雷戈里-杰茨科表示，福岛核电站堆芯损坏和无法控制的辐射成为核能发展史上的一个“分水岭”。

来源：烟台市科学技术局2011-07-28

钢制安全壳是ap1000核电站的第三道安全屏障，在反应堆冷却剂失水事故中包容堆芯辐射，是冷却系统中最重要的设备之一。

来源：国际能源网2011-07-27

三月份的同样自然灾害关闭了该电站的冷却系统，导致堆芯熔化并泄漏辐射到周围大气中。该电站运营官方东京电力公司上周表示，他们希望能在六个月内使所有6个福岛反应堆回复到安全状态，即冷停堆。

来源：中国能源报2011-07-27

高温气冷堆能大大提升发电效率，其良好的固有安全性能保证反应堆在任何事故下不发生堆芯熔化和放射性大量释放。...排除了由于反应堆剩余发热导致堆芯熔化的可能性，在技术上不需要采取厂外应急措施，达到第四代核能系统核安全目标。此外，《规划》中提及先进四代核能与氢能。

来源：中国机电企业网2011-07-25

惟一没有统一的是堆芯设计要不要改，更具体地说，就是“燃料棒的数量”问题。观察家认为，就是这个“技术细化问题”，最后让决策转向。 “这一问题本来完全可以交给有权威性和工程实践经验的专家们来解决。”

来源：中国机电企业网2011-07-22

惟一没有统一的是堆芯设计要不要改，更具体地说，就是“燃料棒的数量”问题。观察家认为，就是这个“技术细化问题”，最后让决策转向。 “这一问题本来完全可以交给有权威性和工程实践经验的专家们来解决。”

来源：世界核新闻网2011-07-21

专责小组由七名成员组成，该小组指出，“凡涉及核电厂堆芯损坏以及放射性物质泄漏失控的事故，即使没有对公众健康造成显著的影响，从本质来说也是不可接受的。”...这表明，在没有厂外或厂内交流电源的情况下，电厂至少能够应对8小时，并对堆芯和乏燃料水池进行72小时以上的冷却。核电厂应急预案能应对长时间停电以及多个反应堆发生事故的情况。

来源：现代涂料与涂装网2011-07-21

3ap1000涂料系统ap1000是美国西屋公司开发的一种双环路第三代先进型pwr机组，采用了非能动安全系统、非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统。

来源：国家核电2011-07-20

该报告特别指出，对于正在申请设计认证的ap1000和esbwr这两种新反应堆设计，由于都具有非能动系统，非能动设计的特性和固有的72小时内不需要操作员操作而自动处理堆芯、安全壳和乏燃料水池冷却的能力，因此这两种反应堆设计在很多方面对于评估报告所提出的相关建议的要求都进行了必要的考虑和处理

来源：中国联合商报2011-07-18

国核电专家、国务院核电领导小组办公室原副主任汤紫德向《中国联合商报》记者表示，使用第二代核电站的日本福岛核事故充分暴露了第二代核电站在预防和缓解堆芯熔化设计上的弱点。