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搜索结果: 1-15 共查到知识要闻 聚变堆工程相关记录30条 . 查询时间(2.625 秒)
2024年5月14日,中国科学院合肥物质院核能安全所科研人员在聚变中子辐照钛酸锂(Li2TiO3)增殖剂的氚释放行为研究中取得系列进展,相关研究成果发表在国际核科学技术领域知名学术期刊Nuclear Materials and Energy和International Journal of Hydrogen Energy上。
2024年4月6日,中国科学院合肥物质院等离子体所聚变堆包层与安全研究中心的霍志鹏副研究员及其指导的硕士研究生鲁义东研制了一类用于中子伽马混合场辐射屏蔽的微米板Sm2O3增强含硼聚乙烯复合材料,同时针对材料的微结构与热、力学以及辐射屏蔽性能之间的关联机制展开了实验研究,并申请了1项发明专利。相关研究成果发表在材料科学1区TOP期刊Composites Science and Technology上...
2024年2月20日前,中国科大物理学院工程与应用物理系王少杰教授课题组在磁约束聚变等离子体湍流输运和约束模式跃迁的大规模数值模拟研究中取得突破性进展。相关成果以“Self-Organized Evolution of the Internal Transport Barrier in Ion-Temperature-Gradient Driven Gyrokinetic Turbulence”为...
2023年12月22日,中国科学院合肥物质院核能安全所科研人员在聚变装置概率安全评价及其应用研究中取得系列进展,相关研究成果先后发表在国际核科学技术领域权威期刊Nuclear Materials and Energy和Annals of Nuclear Energy上。
2023年3月16日,由原子能院反应堆工程技术研究所承研的“抗辐照耐腐蚀高熵合金基础研究”项目顺利通过技术验收。项目团队瞄准未来先进核能系统对材料的更高要求,研制出了适用于不同堆型需求的新型高熵合金材料,并完成了各项使役性能研究,打通了包括模拟计算、材料制备和性能评测在内的全流程高熵合金材料研发技术路线,探明了高熵合金材料抗辐照耐腐蚀的机理,为新一代压水堆及其它特殊堆用关键部件的候选材料提供了理论...
2022年10月20日,中科院合肥研究院核能安全所陈志斌课题组在聚变堆真空室内氦冷包层破口事故研究方面取得新进展,研究成果发表在国际聚变领域知名期刊《核聚变》(Nuclear Fusion)上。聚变堆在长期运行条件下,由于高能等离子体与第一壁材料表面的溅射与剥离等作用,会产生钨、铍等微米级金属粉尘。由于吸附氚并且经过高能中子辐照活化,这些粉尘具有很强的放射性。当聚变堆发生真空室内氦冷包层破口事故时...
2022年10月9日上午11点,聚变堆主机关键系统综合研究设施(CARFT)首根环向场(TF)线圈全尺寸导体完成运输交付,该导体总长936.05米,是目前国际上尺寸最大、长度最长的CICC导体。工程指挥部总指挥李建刚、副总工程师傅鹏、总师办副主任黄素贞现场见证。
2022年10月11日,中科院合肥研究院核能安全所黄群英研究员课题组在耐热抗辐照钢设计方面取得新进展,相关研究成果发表在国际聚变核领域学术期刊 Fusion Engineering and Design 上。博士研究生朱高凡为论文第一作者,黄群英研究员为通讯作者。
近日,中国原子能科学研究院核物理研究所强流粒子束与激光研究室联合北京大学和北京师范大学,在激光驱动的磁化“开尔文-亥姆霍兹”不稳定性(KHI)研究中取得重要进展。研究成果《外加磁场对多模扰动下激光驱动开尔文-亥姆霍兹不稳定性的影响》在国际知名学术期刊《等离子体物理》(Physics of Plasmas)发表,为激光驱动磁化“开尔文-亥姆霍兹”不稳定性实验提供理论指导,在可控核聚变前沿研究方面进行...
2022年7月18日,中科院合肥研究院等离子体所聚变堆材料及部件研究室博士后郑俞在蒙特卡罗大规模加速模拟研究方面取得新进展,相关成果发表在Nuclear Fusion期刊上[1]。核能领域中蒙特卡罗模拟是最精确的求解方法之一,而聚变反应堆几何复杂、尺寸大、屏蔽厚,蒙特卡罗大规模计算存在深穿透屏蔽问题,导致计算效率低、时间成本高,难以收敛,一直是聚变堆核分析的技术瓶颈。针对这一难题,郑俞与德国KIT...
2022年6月10日,中科院合肥研究院等离子体所聚变堆材料及部件研究室在壁材料的等离子体辐照效应研究方面取得新进展,相关成果发表在Nuclear Fusion期刊上(1,2)。在聚变堆边界等离子体与材料的相互作用下,氘氚会进入材料表面,渗透穿过第一壁进入到内部的冷却剂,增加反应堆的燃料成本以及安全风险。与此同时,氘氚聚变反应产生的氦也会直接轰击材料表面,影响氘氚在材料中的渗透滞留行为。
近日,国家科技部中国国际核聚变能源计划执行中心(以下简称“核聚变中心”)与核工业西南物理研究院(以下简称“核西物院”)在蓉召开2022年国际热核聚变实验堆(ITER)采购包工作会。核聚变中心主任罗德隆,核西物院党委书记张必祥,院长刘叶,副院长刘仲华出席会议。副院长童洪辉主持会议。会议回顾了核西物院2021年ITER采购包管理工作及技术攻关等方面取得的主要进展及成绩,重点就执行过程中存在的问题挑战、...
2021年,原子能院泳池堆累计功率运行123天,超额完成了年度功率运行100天的目标,运行状态良好,全年未发生运行事件及计划外停堆,为原子能院顺利完成重大项目辐照考验任务发挥了不可替代的重要作用。为持续提升泳池堆安全稳定运行能力,原子能院反应堆工程技术研究所策划并进行了三台一次水泵及电机、两台厂房主变压器的更换工作,相继解决了设备更换中遇到的多项技术难题,提前完成了上述重要设备更换,为确保泳池堆连...
2021年12月12日,铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成,这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点,标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据,填补了国内相关研究领域的空白,为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后,在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
由中国原子能科学研究院核工程设计研究所牵头开发的快堆多物理耦合计算系统,成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计算、全堆芯输运-燃耗耦合计算、核-热子通道耦合计算与核燃料性能耦合分析。这标志着中国原子能科学研究院快堆型谱软件在高性能计算、先进建模仿真技术与多物理耦合模拟方面取得重要突破,为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系统奠定应用基础。

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