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搜索结果: 1-11 共查到核安全 安全技术相关记录11条 . 查询时间(0.384 秒)
近日,中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所郁杰/陈志斌课题组在聚变堆液态铅锂包层安全研究取得新进展,相关研究成果发表于国际能源领域权威期刊International Journal of Hydrogen Energy(国际氢能杂志)。张世超为第一作者,汪振和贾江涛为共同通讯作者。
2020年12月2日-5日,以“核技术-让生活更美好”为主题的第十六届核技术应用学术交流会”在广州召开。中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所参会报告《SiC辐射伏特式同位素电池的设计及实验验证》和《聚变中子源气态靶源强模拟研究》获得了交流会青年优秀论文。
核临界安全是核科技工业特有的安全种类,是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题,是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原子能科学研究院(CIAE),中核集团核临界安全中心依托CIAE设立,经过长期的技术积累与发展形成了较完整的技术研发体系,本文将从临界实验、临界监测、理论分析、信息化等方面对核临界安全...
2019年12月20日,中国参与第四代核能系统国际论坛(GIF)铅冷快堆工作启动会在中科院核能安全技术研究所召开,科技部国际合作司、中科院重大任务局、中国核能行业协会、安徽省科技厅等部门领导出席,来自国内十余家单位的专家学者参加会议。
近日,中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在聚变堆系统设备可靠性指标分配方法研究方面取得新进展,开展了聚变堆系统设备可靠性指标分配理论研究,基于自主研发的可靠性与概率安全分析软件系统RiskA建立了聚变堆系统设备可靠性指标的分配模型,为聚变堆系统设备可靠性指标的分配提供了理论依据,相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Science and Technology上。
近日,中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在聚变堆系统设备可靠性指标分配方法研究方面取得新进展,开展了聚变堆系统设备可靠性指标分配理论研究,基于自主研发的可靠性与概率安全分析软件系统RiskA建立了聚变堆系统设备可靠性指标的分配模型,为聚变堆系统设备可靠性指标的分配提供了理论依据,相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Science and Technology上。
2019年11月22日,中国科学院正式公布2019年院士增选结果,中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿研究员当选为中国科学院院士。成立于1949年的中国科学院是国家自然科学最高学术机构和科学技术最高咨询机构。
近期,中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿团队受邀在《自然·能源》上发表核能安全研究综述文章(Identification of safety gaps for fusion demonstration reactors,DOI:10.1038/NENERGY.2016.154)。这是热核反应堆安全领域发表在自然出版集团旗下刊物的首篇论文,也是中国核能安全研究论文在此系列期刊发表的首篇论文。文章首次...
2015年11月3日至4日,由中国科学院核能安全技术研究所发起并联合美国Curtiss-Wright公司、加州大学、日本东京大学、台湾核能所、韩国KAIST举办的第一届国际青年学者概率安全评价研讨会(1st Asia-Pacific Young Practioners' PRA Forum)在合肥市科学岛举行。来自世界各国的核安全监管部门、核电集团、知名科研机构和安全咨询公司等40余家单位共60余...
回顾“十二五”期间核能安全技术发展并展望“十三五”期间核能发展,不断提升我国在核安全领域研究水平和人才培养力度,促进核能高效安全利用以保障核能健康发展,中国科学院核能安全技术研究所将于2015年11月2日在安徽省合肥市举办“第二届核能安全技术高峰论坛”。国家和地方主管部门领导,中国科学院、中国工程院等核能领域30余名院士将参会,并有国内外100余家单位300余名专家学者参加研讨。
2014年10月21日,由中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所•FDS团队青年联合会主办的“凤凰科技大讲堂”启动仪式暨首场学术报告会在核安全所隆重举行。中国科学院资深院士、核电抗震专家、大连理工大学林皋教授为100余名成员进行了首场报告。 核安全所副所长郁杰表示,无论是学术上的不断突破还是文化上的影响积累,FDS团队发展的每一步都离不开“创造不止、执着传承、超越无限”这一凤...

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