我国第3代核反应堆安全壳完成结构模型试验

在清华大学土木工程系大型结构实验室，我国第3代核反应堆安全壳已完成了结构模型动态抗震试验。动态试验的完成标志着我国首个具有自主知识产权的第3代核反应堆安全壳完成设计分析和试验工作，即将应用于我国自主开发的GW级核电厂工程中。

中法联手设计第三代核反应堆--专家指出，核电将成为中国减排“重器”

李克强总理访法期间，中法两国总理重申共同进一步推动在民用核能领域良好的合作和核燃料循环各环节的合作伙伴关系。当地时间6月30日，中法发布《深化民用核能合作的联合声明》。

法国第1台第三代核反应堆2013年发电

法国第1台第三代核反应堆将于2013年投入商业化运营服务。该反应堆位于法国西部芒什省弗拉芒维尔市，工程于2007年动工，布依格集团为工程承包商。

世界第三代核反应堆展望

【法国《核综论》2014年第1期报道】法国《核综论》2014年第1期刊登了由法国电力公司（EDF）Francoise Ternon-Morin先生和法国原子能与替代能源委员会（CEA）Joel Guidez先生联合撰写的一篇文章。这两位先生先后在2013年和2014年担任法国核学会（SFEN）反应堆技术与运营处主任。他们认为,第三代反应堆将是21世纪核电发展的主要堆型。

法国第三代核反应堆

法国电力公司已经正式决定，在法国诺曼底地区的芒什海峡沿岸修建第三代核反应堆——欧洲压水反应堆。这一计划已经得到了法国政府的批准。

《中法联手设计第三代核反应堆》

核电的兴衰存废，深刻地影响着一国经济、社会、政治、军事等各个层面。我国既是全球核电建设规模最大的国家，也是积极实施核电出口的国家。

法国第一台第三代核反应堆2013年发电

法国第一台第三代核反应堆将于2013年投入商业化运营服务。该反应堆位于法国西部芒什省弗拉芒维尔市，工程于2007年动工，布依格集团为工程承包商。2008年12月法电集团公布工程费用已增加了20％，从33亿增至40亿欧元。法电和布依格集团介绍说，第三代核反应堆的建设要比第二代复杂的多，特别是土建方面，三代反应堆的建设要注两层混凝土外膜，第一层能防御飞机的撞击，第二层阻止辐射外网泄露。

《中法联手设计第三代核反应堆》

在2G时代，在移动通信技术方面中国完全是—个追随者；到了3G和4G时代，中国似乎已成长为移动通讯技术标准制定的参与者。

法国首台第三代核反应堆2013年发电

法国第1台第三代核反应堆将于2013年投入商业化运营服务。该反应堆位于法国芒什省弗拉芒维尔市，工程于2007年动工。为保障土建工程的进程，在该工地的施工人员有可能增至1500-2000人。

法国媒体称中法达成第三代核反应堆协议

法国媒体7月26日集中报道了有关法中两国达成在中国建设第三代核反应堆(欧洲压水反应堆EPR)协议的消息。报道称,一旦此项合同最终签定,法国将在中国广东阳江建设2座第三代核电站。届时,法国经济部长拉嘉德将出访中国。

一种新型材料在三代核电钢制安全壳上的应用

安全壳主要用来控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去,以保护公众免遭放射性物质的伤害。发生罕见的反应堆一回路水外逸的失水事故时,安全壳是防止裂变产物释放到周围的最后一道屏障。安全壳一般是内衬钢板的预应力混凝土厚壁容器,顶部呈半球形。文中主要探讨如何通过控制SA-738 Gr.B:中、低温压力容器用热处理的碳锰硅钢板在钢制安全壳制造过程中的设计、制造、安装、检验和试验等过程来保证安全壳及非能动安全壳冷却系统功能的实现。

反应堆安全壳内核测仪表同轴电缆鉴定试验方法综述

根据核安全级电缆的鉴定要求及堆外核测量系统的使用要求,对安全壳内核测仪表用同轴电缆材料性能、电气性能、热老化、辐照老化、设计基准事故等关键试验进行了深入分析,提出了1E级鉴定试验的项目及流程,并给出了典型试验的试验方法,可为类似产品鉴定提供参考。

ASTM材料B209在三代核电安全壳非能动冷却系统中的应用

介绍了非能动安全壳冷却系统、空气导流板的功能作用及空气导流板的材料选用。

核反应堆控制棒驱动机构的结构及制造

描述了核反应堆堆型的演变过程,介绍了国内第二代压水堆控制棒驱动机构的特点并与第三代AP1000压水堆控制棒驱动机构进行了比较;还列举了第二代和第三代压水堆控制棒驱动机构的制造难点。

国家核电：掌握三代核电安全壳底封头先进工艺

2009年6月18日，全球首套三代核电AP1000钢制安全壳（CV）底封头的最后一批成型钢板从国家核电技术有限公司（简称国家核电）山东核电设备制造有限公司启运，运往我国第三代核电自主化依托项目——浙江三门核电站一期工程建设现场。

三代核电AP1000钢制安全壳底封头板首批出厂

5月6日晚，由世界上首家AP1000专业化设备制造工厂——山东核电设备制造有限公司负责压制加工和运输的我国三代核电自主化依托项目三门核电站一号机组钢制安全壳（CV）底封头首批两张钢板，经国家核安全局和美国西屋公司严格审核并认可后，自山东省海阳市顺利出厂运往三门核电站工程现场。

国家核电启动三代核电安全壳焊接

近日，在国家核安全局上海监督站驻三门核电站现场代表、项目业主三门核电有限公司、三门核电现场管理机构（SPMO）和美国西屋公司（WEC）相关人员的共同见证下，三门核电站一号机组钢制安全壳（CV）底封头第一层（IC）钢板的纵焊缝实现了成功焊接。

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。