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北京谱仪实验在超子辐射衰变研究中取得重要进展（图）
北京谱仪实验 超子辐射衰变 不对称参数
2022/11/28
北京谱仪Ⅲ国际合作组（简称BESⅢ合作组）利用100亿J/y数据对超子辐射跃迁到中子过程进行了精确测量，最新测量的跃迁几率较此前世界上各个实验平均值有5.6倍标准偏差的偏离。同时还首次确定了该衰变过程的不对称参数。上述结果于2022年11月18日在线发表在《物理评论快报》杂志[Phys. Rev. Lett. 129, 212002 (2022)]。
土壤侵蚀示踪的137Cs技术研究进展
137Cs 土壤侵蚀 背景值 侵蚀转化模型
2021/12/23
137Cs示踪技术具有快速、简单、准确等优点，已广泛应用于土壤侵蚀研究中。为更加科学地认识以及应用137Cs示踪土壤侵蚀速率，通过对已发表137Cs示踪技术的文献进行科学计量和分析，提出了137Cs示踪土壤侵蚀存在的主要问题以及未来的发展趋势。目前，137Cs法示踪土壤侵蚀研究主要集中在背景值确定、侵蚀转化模型的构建与修正等方面，同时高精度、高分辨率的137Cs背景值预报模型（适用于不同情景模式）...
康普顿相机成像技术进展
康普顿相机 医学成像 角分辨率
2021/12/23
康普顿相机是一种新型的γ射线成像模式，由于没有机械准直结构，它在探测效率等方面有着其它γ射线成像模式所不具备的独特优势。由于这些优势，康普顿相机系统在天文观测、医学成像、环境辐射监测、质子治疗等多个领域得到很好的应用。随着探测器技术和电子学技术的发展，从闪烁体探测器到性能更佳的半导体探测器，康普顿相机系统不断被优化。此外，除了传统的双层探测器结构康普顿相机，各种新型的结构如“分离式”结构、“一体式...
锆合金辐照蠕变和生长的宏介观模型研究进展
锆合金 辐照蠕变 辐照生长 宏介观模型
2021/1/20
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...
辐照硬化位错动力学模拟的研究进展
金属材料 辐照硬化 辐照缺陷 位错动力学
2021/1/20
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...
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...
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。
压水堆环形燃料组件研发进展
双面冷却 环形燃料 研发进展
2020/9/20
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...
2017年底，泳池式低温供热堆“燕龙”型号发布之后，受到各级部门及社会各界的广泛关注。然而至今示范工程仍未“落地”，究其原因主要是：经济性、公众接受度和厂址适应性。针对这三方面问题，从燕龙自身技术特点出发，开展方案设计优化、采用完全非能动余热导出技术、制订适用于燕龙的法规标准及实施验证试验策划，其成果在使固有安全性得到进一步提高的同时，提高了燕龙的技术成熟度，较大幅度提高了示范工程的经济性，有利于...
随着我国核电稳步增长和早期核设施的退役，将产生大量不同种类的放射性废物。如何安全、有效地处理放射性废物是核能可持续发展的关键问题。本文系统总结了中国原子能科学研究院（CIAE）近几十年来在放射性废物处理技术研发方面所取得的研究成果，简述了CIAE已形成的放射性废物运行处理新工艺，并展望了我国放射性废物今后的发展趋势与发展方向。
CIAE高放废液固化技术研发进展
高放废液 玻璃固化 冷坩埚 电熔炉
2020/9/20
随着国内后处理相关项目的推进，对高放废液固化的需求也更加紧迫。本文梳理了中国原子能科学研究院（CIAE）过去40多年来在高放废液玻璃固化工艺设备及固化材质两方面的研究进展，并基于国内现有的研究基础，分析提出了今后的研发重点，为开展冷坩埚玻璃固化项目的自主研发和高放废液电熔炉玻璃固化技术的国产化提出建议。
核数据作为核基础研究与核工程及核技术应用之间的桥梁，是核能开发、核技术应用的重要基础。经过60多年的发展，我国建立了包括实验测量、微观评价、理论计算、建库及宏观检验在内“小规模、高水平、有特点”的核数据研究体系，取得了大量高水平的研究成果，完成了多期核数据研究任务，为我国核科技的发展提供了高质量的核数据支撑，同时也为我国的核能开发、核技术发展提供大量的基础核数据服务。本文简要介绍了我国核数据工作的...
钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展
钼铼合金 空间核电源 相容性 谱移吸收体材料
2020/3/20
钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能，提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时，Mo-Re合金延伸率接近40%，加工性能最好，而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度，Mo-Re合金与UO2的相容性较好。在1 300 K以下时，Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时，Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的...