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合肥研究院小型铅基堆材料腐蚀研究取得进展（图）
液态铅铋合金 钢表面氧化层 磁铁矿层 尖晶石层
2022/6/20
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姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得新进展。相关研究成果发表在Corrosion Science上。
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。
核临界安全技术研究进展
核临界安全 核临界安全技术 临界安全问题 临界实验
2020/9/20
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...
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。
近日，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在中国抗中子辐照钢（CLAM钢）焊接接头疲劳性能研究方面取得新进展，开展了CLAM钢电子束焊接接头低周疲劳行为研究，建立了焊接接头的疲劳寿命预测模型，为国际热核聚变实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）的疲劳服役安全性提供了实验依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Engineering and Design上。
近日，中科院核能安全技术研究所在乏燃料运输安全研究中取得新进展，开展了基于风险指标体系的乏燃料道路运输量化安全评估方法研究，相关成果发表在核能领域期刊Annals of Nuclear Energy上。
核安全所核能风险认知与公众接受研究取得新进展
核安全所 核能风险认知 公众 新进展
2019/7/8
近日，在国家核安全局核与辐射安全监管等项目支持下，中科院核能安全技术研究所·FDS凤麟团队在国际能源管理学期刊Energy Policy上发表了关于核能风险认知和公众接受方面的最新研究成果。
中国科学院新疆生态与地理研究所在核电安全政策研究方面获系列进展
核电安全政策 福岛危机
2012/7/12
中国科学院新疆生态与地理研究所能源政策课题组在所长基金（自由探索项目）的支持下，以前期的核电安全政策研究为基础，围绕核电安全政策开展了系列研究，共发表了7篇SCI文章。其中，2篇文章发表在RENEW SUST ENERG REV上，5篇文章发表在Environ. Sci. Technol.上。研究以解析日本福岛核电事故原因为中心，探讨了国际核电监管的不足，对比我国核电安全体系，提出了政策建议。