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第九届中韩反应堆热工水力研讨会WORTH-9（The Ninth China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics）于2019年5月15日至18日在重庆君豪大饭店隆重召开。本次会议由中国核动力研究设计院和韩国原子能研究院主办，低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室、重庆大学能源与动力工程学院承办，四川省核学会协办。会议共邀请了1...
2019年4月1日，西安交通大学123周年校庆系列活动之曲江论坛数值反应堆技术学术研讨会召开。来自核工业西南物理研究院、中国工程物理研究院、北京应用物理与计算数学研究所、中科院近代物理研究所、上海核工程研究设计院、西北核技术研究所等10余家科研院所及高校的20余名国内知名专家出席本次会议。会议由核科学与技术学院核工程计算物理实验室（NECP）主办，西安交大核科学与技术学院NECP实验室吴宏春教授主...
日前，高温气冷堆核电站示范工程2号反应堆压力容器顶盖准确落位于反应堆压力容器主法兰面上，实现示范工程安装的又一个重要里程碑节点。这一节点的完成标志着该反应堆内的核心设备基本完成安装，是反应堆进行整堆调试的重要条件。本次吊装的压力容器顶盖是反应堆封堆前最后一个安装的大型组件，总重量约80.5吨、最大直径约6.4米，吊装精度控制严格，就位过程需同时穿过垂直于顶盖下落方向的6根吸收球立杆，立杆与顶盖上要...
2017年12月6日，科技部高技术研究发展中心组织专家对中国原子能科学研究院承担的国家“863”课题“核反应堆关键材料性能优化高性能数值模拟软件研发”进行了现场验收。验收专家组听取了课题负责人的汇报，查看了课题成果并观看了软件演示，审查了相关文档、资料，认为课题完成了任务书规定的各项任务，达到了考核指标要求，全票通过课题技术验收。
2017年11月13日，中科院在北京组织召开A类战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”（简称ADS专项）结题总体验收会议。
华南理工大学2017年攻读硕士学位研究生入学考试反应堆热工水力分析试题。
2017年9月25至27日，第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2017年度学术年会在山东省荣成市举行，会议由中国核学会核能动力分会反应堆热工流体专业委员会和中核核反应堆热工水力技术重点实验室主办，华北电力大学核科学与工程学院承办，华能山东石岛湾核电有限公司和国核示范电站有限责任公司协办。华北电力大学副校长孙忠权致开幕辞，中国核学会核能动力分会反应堆热工流体专业委...
2017年9月4日，第十七届国际核反应堆热工水力大会在西安曲江国际会议中心开幕，来自全球35个国家的700多名核能领域的学术大咖和青年人才齐聚西安，共同研讨核能发展。大会由美国核学会、中国核学会和西安交通大学共同主办，西安交通大学校长王树国教授和美国麻省理工学院教授N. E. Todreas共同担任大会荣誉主席，西安交通大学核科学与技术学院杨保文教授担任大会技术委员会主席。在接下来的4天里，大会分...
第八届反应堆物理与核材料学术研讨会
反应堆物理 核材料 核燃料循环
2017/5/3
为适应先进核能技术的发展，促进学科交叉创新，受中国核物理学会反应堆物理与核材料专业委员会的委托，“第八届反应堆物理与核材料学术研讨会”由中广核工程有限公司承办，暂定于2017年11月中旬在深圳举办。热忱欢迎核电设计单位、核电厂、核电管理单位、各科研院所、大专院校等专家、学者、科技工作者和研究生参加会议。
国产化反应堆压力容器C形金属密封环实现首次实堆应用（图）
国产化 反应堆压力容器 C形金属密封环 实堆应用
2016/10/31
2016年9月26日上午10时，由国家能源局、中国核电组织的专家进入秦山核电核岛厂房，对由中国核动力研究设计院设计、宁波天生密封件有限公司制造的用于核电站反应堆压力容器的关键密封部件，C形金属密封环在役后的状态进行了检查。6个小时后，专家组宣布：国产C形金属密封环运行可靠、满足设计要求，满足核电站安全运行的使用要求。
华南理工大学2016年硕士研究生反应堆热工水力分析招生专业课试题。
中国铅基快中子反应堆研发获重大突破
中国 铅基快中子反应堆 中国科学院核能安全技术研究所
2016/9/22
记者从中国科学院核能安全技术研究所获悉，由该所先进核能研究团队（以下简称FDS团队）牵头的“麒麟一号”中国铅基快中子反应堆研发工作近期取得重大突破。该团队设计研发的世界规模最大、功能最全的“铅基堆冷却剂技术综合实验回路”和“铅基堆冷却剂氧测控技术”日前通过成果鉴定。鉴定专家组认为，两项成果的实验能力和运行参数达到国际领先水平，突破了氧测量与控制等多项关键技术，打破了国际垄断，实现了核心技术自主化，...
国际原子能机构发布并启用新版先进反应堆数据库
国际原子能机构 新版先进反应堆数据库
2016/9/18
近日，国际原子能机构发布并启用新版“先进反应堆信息系统（https://aris.iaea.org）。系统能够提供全球多种先进反应堆的技术摘要数据，为考虑建设或扩展核电项目的成员国提供了重要的在线信息平台。该数据库不仅提供在运和在建先进反应堆的技术设计描述，而且提供尚处于设计中堆型的技术数据；包括从演化型反应堆设计到尚处于研发阶段的最新创新型反应堆概念的各种型号和类型的反应堆。
考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计
反应堆结构 瞬态 关键间隙
2016/7/30
反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素，针对三种典型间隙，基于通用有限元软件ANSYS，研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化，提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中，有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。
中国第四代核裂变反应堆核“芯”技术获重要突破
第四代核裂变反应堆 核芯技术
2016/4/7
记者2016年4月6日从中国科学院核能安全技术研究所了解到：该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。