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中国科学院合肥物质科学岛团队牵头发表中国低活化钢研究综述文章（图）
低活化钢 核聚变装置 复杂电磁
2023/7/24
2022年7月13日，中科院合肥研究院核能安全所黄群英研究员课题组联合国内相关团队在国际核材料领域知名期刊Journal of Nuclear Materials上发表了题为“Development of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steels in China”的综述文章，黄群英研究员为第一作者和通讯作者。
华中科技大学潘垣院士获科学技术突出贡献奖（图）
潘垣 科学技术突出贡献奖 中国工程院院士 核聚变
2022/7/14
2022年6月25日上午，湖北省科技创新大会召开，会上传来喜讯，华中科技大学共获奖35项，总成绩位列全省第一。科学技术突出贡献奖、科技进步奖特等奖均有突破，一等奖数量创历史新高。
近日，中国科学技术大学核科学技术学院庄革教授带领的多途径磁约束核聚变研究中心团队对大科学装置EAST托卡马克上I-mode到H-mode的转换过程进行了实验研究。研究成果以“Characterization of Pedestal Burst Instabilities during I-mode to H-mode Transition in the EAST Tokamak”为题发表于Nucl...
中国科学院合肥物质科学岛团队在壁材料的氢同位素渗透研究方面取得新进展（图）
氢同位素渗透 等离子体 聚变堆材料
2023/7/24
2022年6月10日，中科院合肥研究院等离子体所聚变堆材料及部件研究室在壁材料的等离子体辐照效应研究方面取得新进展，相关成果发表在Nuclear Fusion期刊上（1,2）。在聚变堆边界等离子体与材料的相互作用下，氘氚会进入材料表面，渗透穿过第一壁进入到内部的冷却剂，增加反应堆的燃料成本以及安全风险。与此同时，氘氚聚变反应产生的氦也会直接轰击材料表面，影响氘氚在材料中的渗透滞留行为。
中核同创（成都）科技有限公司成功设计研制全国首套反场箍缩脉冲电源系统（图）
中核同创 反场箍缩 脉冲电源系统
2022/6/22
近日，由中核同创（成都）科技有限公司（以下简称“中核同创”）联合聚变科学所成功设计研制的全国首套反场箍缩脉冲电源系统通过出场验收，并发运到中国科技大学。该系统用于反场箍缩磁约束聚变实验装置（KTX），具有体积小、精度高、响应快、延时小、调控特性好等特点，技术指标已达到国内先进水平。
近日，学院蔡辉山教授和中国科学院物理研究所李定教授在《国家科学评论》（National Science Review, NSR）发表综述文章，基于他们十年来的研究成果，对高能量粒子与撕裂模的相互作用，及其对等离子体稳定和约束性能的影响进行了综述。
日新一代核聚变实验装置今秋运转
“碳中和” 核聚变发电 等离子体 JT-60SA
2022/2/28
全球“碳中和”背景下，核聚变发电作为一个关键的技术途径受到广泛关注。日本量子科学技术研究开发机构（QST）将在今年秋季正式运行新一代热核聚变实验装置（JT-60SA）。届时，该装置将成为世界上最大的使用超导线圈的托卡马克等离子体实验装置。核聚变实验中托卡马克产生的磁约束聚变等离子体都会有一个特定的形状，而下一代核聚变堆的研发面临的极为重要的技术瓶颈就是等离子体形状控制技术。
近日，由原子能院反应堆工程技术研究所牵头策划的“聚变堆材料小尺寸样品力学性能标准化测试技术与评价方法”项目通过科技部立项评审。该项目是科技部国家磁约束核聚变能发展研究专项“十四五”首批指南重点专项项目之一，也是原子能院在反应堆工程领域继“数值反应堆原型系统开发及示范应用”项目后，再次获批国家重点研发专项项目。
近日，由中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所牵头策划的“聚变堆材料小尺寸样品力学性能标准化测试技术与评价方法”项目通过科技部立项评审。该项目是科技部国家磁约束核聚变能发展研究专项“十四五”首批指南重点专项项目之一，也是中国原子能科学研究院在反应堆工程领域继“数值反应堆原型系统开发及示范应用”项目后，再次获批国家重点研发专项项目。
近日，由中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所牵头策划的“聚变堆材料小尺寸样品力学性能标准化测试技术与评价方法”项目通过科技部立项评审。该项目是科技部国家磁约束核聚变能发展研究专项“十四五”首批指南重点专项项目之一，也是中国原子能科学研究院在反应堆工程领域继“数值反应堆原型系统开发及示范应用”项目后，再次获批国家重点研发专项项目。
近日，国家科技部中国国际核聚变能源计划执行中心（以下简称“核聚变中心”）与核工业西南物理研究院（以下简称“核西物院”）在蓉召开2022年国际热核聚变实验堆（ITER）采购包工作会。核聚变中心主任罗德隆，核西物院党委书记张必祥，院长刘叶，副院长刘仲华出席会议。副院长童洪辉主持会议。会议回顾了核西物院2021年ITER采购包管理工作及技术攻关等方面取得的主要进展及成绩，重点就执行过程中存在的问题挑战、...
中国原子能科学研究院泳池堆圆满完成2021年度功率运行辐照任务
泳池堆 核动力堆燃料 铅铋堆冷却剂材料辐照
2022/3/21
2021年，原子能院泳池堆累计功率运行123天，超额完成了年度功率运行100天的目标，运行状态良好，全年未发生运行事件及计划外停堆，为原子能院顺利完成重大项目辐照考验任务发挥了不可替代的重要作用。为持续提升泳池堆安全稳定运行能力，原子能院反应堆工程技术研究所策划并进行了三台一次水泵及电机、两台厂房主变压器的更换工作，相继解决了设备更换中遇到的多项技术难题，提前完成了上述重要设备更换，为确保泳池堆连...
2021年12月12日，铅铋堆非核集成测试装置汽轮机停运试验在原子能院顺利完成，这是我国开展铅铋堆工程研究的重要里程碑节点，标志着我国获得了首批全系统级铅铋堆瞬态工况试验数据，填补了国内相关研究领域的空白，为铅铋堆工程型号设计提供了重要支撑。这也是原子能院继2021年4月份实现国内首套兆瓦级铅铋堆非核集成测试装置满功率发电运行后，在铅铋堆型号研制方面取得的又一项突破性进展。
中国原子能科学研究院快堆高性能数值模拟关键技术取得重要突破（图）
快堆高性能数值 快堆堆芯 核热子通道耦合计算
2022/3/21
由中国原子能科学研究院核工程设计研究所牵头开发的快堆多物理耦合计算系统，成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计算、全堆芯输运-燃耗耦合计算、核-热子通道耦合计算与核燃料性能耦合分析。这标志着中国原子能科学研究院快堆型谱软件在高性能计算、先进建模仿真技术与多物理耦合模拟方面取得重要突破，为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系统奠定应用基础。
中国原子能科学研究院铅铋堆自然循环能力研究核心技术达国际先进
铅铋堆 冷却剂自然循环 第四代核能系统
2022/3/21
我国自主设计和建造的国内规模最大的铅铋合金自然循环试验装置在中国原子能科学研究院建成。基于该装置，中国原子能科学研究院完成了多项重要试验，获得了铅铋快堆冷却剂自然循环的关键试验数据，助力我国铅铋堆的研发及工程设计，为解决我国铅铋快堆工程中非能动余热导出系统设计及安全分析的不确定性问题提供了重要支撑。这标志着中国原子能科学研究院在铅铋快堆自然循环研究方面的整体研发深度及核心技术成熟度，均达到国际先进...