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锆合金作为核反应堆堆芯的主要结构材料之一,在服役过程中会发生辐照蠕变和生长行为,严重影响其使用可靠性。预测锆合金的辐照蠕变和生长是保障反应堆安全运行的关键。本文聚焦于两类锆合金构件,包括压水堆用锆合金包壳管及重水堆用Zr-2.5Nb压力管,分别从宏介观尺度详细综述了其辐照变形预测模型。针对适用于包壳管的宏观经验模型及介观力学模型,分别描述了两类模型的特征,重点介绍了介观力学模型的研究现状及最新进展...
辐照硬化是金属材料的辐照效应之一,开展辐照硬化机理研究有助于设计可靠的反应堆结构材料。辐照产生的缺陷会对位错运动造成阻碍,被认为是辐照硬化的主要原因。近年来快速发展的位错动力学模拟方法为材料的微观组织变化和宏观力学性能之间建立起了桥梁,被广泛用于辐照硬化机理研究。对于一些辐照缺陷如位错环和层错四面体,位错动力学软件已能模拟它们对位错网络演化以及宏观力学响应的影响,使辐照硬化的定量预测成为可能。本文...
2021年1月3日,由四川大学承办的2018年度国家磁约束核聚变能发展研究专项第二年度进展报告会在我所线上线下同步举行。项目责任专家王晓钢教授,四川大学安竹研究员、核工业西南物理研究院许敏研究员、北京大学樊铁栓教授、安徽大学王卫华教授等相关项目专家组成员、项目负责人、项目参与人、项目承担单位领导和科研管理人员等30余人参会。
近年来,随着核废料处置库建设中工程问题的增多,工程屏障中的缓冲回填材料膨润土,其工程性质逐渐受到重视。现阶段,无论是缓冲材料回填材料还是衬垫材料,国际上公认的最优选择是压实的膨润土或者膨润土-骨料混合物。这主要是因为膨润土中含有大量的黏土矿物蒙脱石,相对普通黏土矿物,蒙脱土比表面极大,外表面为50-120m2/g,内表面为700-840 m2/g,阳离子交换容量为80-154meq/100g,使得...
高约束运行模式(H 模)是未来聚变堆(如国际热核聚变实验堆(ITER)、中国聚变工程试验堆(CFETR)等)稳态运行的一个基本模式。通常的H模面临的最大挑战之一是高约束条件下边缘局域模(ELM: Edge Localized Mode)引起的等离子体边缘区温度、密度台基的周期性突发式崩塌。这些崩塌过程释放的强脉冲热流会导致偏滤器热负荷过载、靶板材料溅射损伤甚至融化;不仅引起偏滤器靶板的损坏,而且可...
2020年,中国科学院等离子体物理研究所姚达毛研究员团队在托卡马克钨偏滤器超高热负荷部件研发方面获得重要研究进展。团队经过一系列的研发和优化,开发出一种高性能排热钨偏滤器平板部件,从最初的排热能力5MW/m2提升到排热能力达到15MW/m2,再发展到目前能够稳定排出功率密度达20MW/m2的热负载。其中2mm厚的钨与无氧铜复合,再与铬锆铜热沉复合,在热沉上加工出一种特殊的传热结构,使得部件的传热能...
DNA-SIP(稳定同位素探针)技术是环境微生物研究中被广泛利用的一种分子生物学方法,通过对底物进行稳定同位素标记,来探寻降解或同化底物的环境微生物。等密度梯度离心是DNA分层的关键步骤,基于当前文献中一些常见的离心条件,我们对DNA-SIP所需的离心速度、离心时间与溶液初始密度进行了实验分析。进行超高速离心所用的仪器为美国贝克曼公司Optima XPN-80离心机,所用转子为近垂直转头Vti 6...
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...
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...
近日,由EAST大科学工程团队孙有文三维物理课题组王辉辉博士负责的误差场锁模研究取得了新进展。研究成果以“Toroidal field and q95 scalings on error field penetration in EAST”为题发表在核聚变领域核心期刊Nuclear Fusion。
锁模诱发等离子体大破裂是未来磁约束聚变堆装置如ITER等能否高参数稳态运行面临的一个巨大挑战。为了避免锁模,ITER专门设计了校正场线圈(CC)系统,而锁模的定标模型与实验结果至今仍存在较大差异。因此近二十年来,国际上主要的托卡马克装置为此开展了大量的误差场锁模定标实验研究,而误差场锁模实验定标与理论模型仍然差距巨大且悬而未决。为此,自从2014年EAST上共振磁扰动系统建立以来,课题组系统性开展...
2020年9月22日,国际热核聚变实验堆ITER计划校正场首批线圈暨法国WEST装置偏滤器关键部件竣工交付仪式举办。安徽省委常委、常务副省长邓向阳出席见证并致辞,宣布中科院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所承担的校正场首批线圈和偏滤器关键部件正式起运交付。
快堆MOX燃料技术研发进展     MOX燃料  结构材料  芯块  组件       2020/9/20
铀-钚氧化物燃料(MOX燃料)是国际上应用最为广泛的快堆燃料,已在多个快堆中得到成功应用。由于快堆MOX燃料严酷的服役环境,对其性能提出了特殊要求,给快堆MOX燃料的设计、材料、制造带来极大挑战。从20世纪90年代开始,中国原子能科学研究院联合相关单位开展快堆MOX燃料的技术研发,取得阶段性重要进展。本文简要介绍了快堆MOX燃料技术研发的历史、主要进展和快堆MOX燃料的发展和应用展望。
与传统棒状燃料相比,环形燃料元件具有两个冷却表面,传热面积-体积比增加,芯块导热路径减小,能大幅降低燃料峰值温度,可在保持充分安全裕度的条件下,有效提升反应堆功率密度。本文简要总结了美国、韩国等国家环形燃料技术发展状态,介绍了我国正在开展的环形燃料设计、设计验证和制造技术等方面的研发进展,展望了环形燃料的应用前景。
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...

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