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2022年8月29日，中科院合肥研究院核能安全所戈道川课题组在乏燃料运输风险评估方法与应用研究领域取得系列进展，研究成果相继发表在系统安全可靠性领域国际知名期刊《可靠性工程与系统安全》（Reliability Engineering & System Safety ） 第219、227期上。
高马赫数发动机大涡模拟方面取得进展（图）
高温气冷堆核电项目 核能技术 高温气冷堆示范工程
2022/1/5
近日，全球首座球床模块式高温气冷堆核电站-山东荣成石岛湾高温气冷堆示范工程首次并网发电成功。这是全球首个并网发电的第四代高温气冷堆核电项目，标志着我国成为世界少数几个掌握第四代核能技术的国家之一，意味着该领域我国成为世界核电技术的领跑者。
集约式反应堆数字工厂设计技术研究取得重要进展（图）
集约式反应堆 集约式数字工厂 核电工程应用
2021/12/23
集约式反应堆数字工厂设计技术，是面向核电工程应用、支撑数据级核电工程项目高质量发展的系统工程。该技术基于生态级反应堆数字工程设计技术、设计系统和设计流程的集成设计和融合应用，以规则及数据驱动机制为核心，结合统一自洽的设计体系、编码体系和工程材料数据库，以及严谨规范的设计流程，开展全专业多维度协同设计，实现系统设计与数字工厂布置方案的高精度模拟和方案验证，为核电项目工程设计、施工建造和运行维护，提供...
力学所在强非线性条件下的蒸汽发生器传热管 损伤识别研究中取得进展（图）
核能工程 蒸汽发生器 核电站
2021/9/3
蒸汽发生器是核电站一回路系统主要设备之一，是反应堆安全运行的关键。当两相流流速过大时，传热管束会发生“流弹失稳”现象，与防振条等支承结构发生剧烈的碰撞摩擦，导致传热管与支承结构的微动磨损和疲劳破坏，是核能工程的重大安全隐患。因此，对服役中的传热管束进行实时监测并准确识别传热管的损伤特征，对于结构安全运行具有重要指导意义。
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...
虚拟核电站Virtual4DS研发获进展（图）
虚拟核电站 Virtual4DS研发 进展
2019/4/23
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研究团队在先进核能软件方面取得新进展，《数字社会环境下的虚拟核电站Virtual4DS》研发成果以封面文章的形式发表在能源领域国际期刊International Journal of Energy Research上。Virtual4DS是“凤麟”团队基于重大核工程项目需求，持续20余年研发的虚拟核电站综合仿真系统。该系统以数字反应堆为核心，与数...