搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 核能安全技术研究所”相关记录22条 . 查询时间(0.202 秒)
近日，中科院合肥研究院核能安全技术研究所汪建业课题组在核电厂复杂系统智能故障诊断方法研究方面获得新进展。该研究基于数据驱动的方法建立了核电厂复杂系统的故障诊断模型，发展了一套基于带精英保留策略的非支配遗传算法和卷积神经网络算法相结合的自适应故障诊断方法，为核电厂复杂系统的故障诊断提供了理论和方法支持，相关研究成果发表在国际核能领域期刊Annals of Nuclear Energy上。硕士研究生贺...
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新型偏滤器靶板设计方面取得新进展（图）
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 聚变堆新型偏滤器靶板 设计
2021/3/26
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新型偏滤器靶板设计方面取得新进展，研究成果以“A novel liquid lithium jet-cooled finger-type divertor target concept for fusion power plant application”发表于国际核聚变领域权威期刊Nuclear Fusion。汪振为第...
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。
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在聚变堆时序失效系统可靠性评价理论及方法研究方面获得新进展。研究人员开展了聚变堆时序失效系统可靠性建模和分析方法研究，基于动态故障树建立了一体化除氚系统的时序失效模型，发展了一套基于动态二叉树的可靠性评估方法，为聚变堆时序失效系统可靠性评估提供了理论和方法支持，相关研究成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Engineering and D...
中国科学院核能安全技术研究所反应堆故障诊断方法研究取得新进展（图）
中国科学院核能安全技术研究所 反应堆 故障诊断 方法 研究
2020/7/15
近日， “核大数据环境下基于小批量处理卷积神经网络故障诊断方法”成果发表在能源领域国际权威期刊 International Journal of Energy Research上，展示了核能安全技术研究所在反应堆故障诊断方法研究取得的新进展。
中国科学院核能安全技术研究所放射性废物处置政策研究取得新进展（图）
中国科学院核能安全技术研究所 放射性 废物处置 政策
2020/2/14
近日，中国科学院核能安全技术研究所·凤麟团队与生态环境部华北核与辐射安全监督站、生态环境部华南核与辐射安全监督站、生态环境部核与辐射安全中心联合开展的放射性废物处置政策研究取得新进展，相关成果在《中国科学院院刊》发表。随着核工业的发展，我国的放射性废物处置能力成为制约核能安全发展的重要因素。研究团队分别从政策及立法、监管及实施、资金筹措及激励措施等方面对我国放射性废物管理体制与机制提出了政策建议。...
中国参与GIF铅冷快堆工作启动会在中国科学院核能安全技术研究所召开（图）
GIF铅冷快堆 工作启动会 核安全所
2019/12/20
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。
中科院核能安全技术研究所聚变堆概率安全与可靠性指标体系研究获新进展
中科院核能安全技术研究所 聚变堆 概率安全 可靠性指标 体系研究 新进展
2019/12/17
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。
中国科学院核能安全技术研究所举办第二届辐射安全与防护国际培训班
中国科学院核能安全技术研究所 第二届 辐射安全 防护国际 培训班
2019/12/12
2019年11月24日至12月8日，中科院核能安全技术研究所成功举办第二届辐射安全与防护国际培训班，德国卡尔斯鲁厄理工学院、美国罗马林达大学、英国卢瑟福阿普尔顿实验室、中国生态环境部核与辐射安全中心等单位知名专家授课，来自阿尔及利亚、埃及、巴基斯坦、加纳、尼日利亚、印度尼西亚、伊朗等国家近20名学员参加。
中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿研究员当选中国科学院院士（图）
中国科学院核能安全技术研究所 吴宜灿 研究员 中国科学院院士
2019/11/24
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。
近日，第十九届国际聚变堆材料大会（ICFRM-19）在美国圣地亚哥召开，来自中国、欧盟、日本、美国、俄罗斯、韩国等20多个国家的360余名代表参加。此次会议中国共获得13个报告，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队获得了其中的4项。鉴于团队在聚变堆低活化钢研发领域的突出成果，黄群英研究员当选国际能源署低活化钢工作组（IEA RAFM Steels Work Group）主席，这是中国专家首次当选该工...
2019年4月11日，2018年度安徽省科学技术奖励大会在合肥隆重召开。中国科学院核能安全技术研究所吴宜灿研究员获得安徽省重大科技成就奖，并受邀在大会上发言。吴宜灿研究员长期从事核科学技术研究，从保障核能安全的目标出发，在中子输运的基础理论、关键技术及工程应用三个层面做出了系统的创造性贡献，攻克了先进核能发展中的重要“卡脖子”难题，打破了国际垄断与封锁，实现了重要关键核心技术自主可控。相关成果在国...