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近日，北京大学物理学院技术物理系、核物理与核技术国家重点实验室杨晓菲研究员等应邀撰写的长篇综述文章《研究奇特原子核的激光核谱学》（“Laser spectroscopy for the study of exotic nuclei” ）发表在核物理和粒子物理综述期刊《粒子物理与核物理进展》（Progress in Particle and Nuclear Physics）。
本次数字研讨会为期两天，分别于2022年10月26日和2022年10月27日举行。未来的十年中，ICRP每年将举办几次数字活动，因为我们希望为审查和修订下一代辐射防护体系做出贡献。本次活动记录和演示材料将于2022年11月初提供。
近日，中国原子能科学研究院在MOX燃料辐照后检验热室内成功制备出不同类型的标准力学测试样品，并完成了样品的力学性能测试。经第三方检测机构检测，样品的加工精度符合标准要求，标志着中国原子能科学研究院在国内率先掌握了辐照后材料标准力学性能测试样品制备关键技术，弥补了该领域的国内空白，对今后材料辐照性能研究具有重要促进作用。
近日，中国原子能科学研究院高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置顺利完成调试，具备开展铅铋堆结构材料力学性能试验的能力，标志着中国原子能科学研究院在国内率先掌握了铅铋反应堆材料及部件在铅铋环境下力学性能测试的关键技术，为铅铋堆技术研发提供重要数据支撑。
高放废物地质处置是核工业产业链最后一环，关乎核工业产业的可持续发展。地质处置是目前国际上公认的解决方案，即将高放废物进行玻璃固化处理，密封在金属罐体内，而后深埋于地下硐室，使之与生物圈隔离，从而减小对环境的影响。
高放废物地质处置是核工业产业链最后一环，关乎着核工业产业的可持续发展。地质处置是目前国际上公认的解决方案，即将高放废物进行玻璃固化处理，密封在金属罐体内，然后深埋于地下硐室，使之与生物圈隔离，从而减小对环境的影响。
能量存储和转换过程的表界面动力学研究一直是能源领域研究的热点和难点，其中固-液界面的反应动力学探测极具挑战性。同步辐射具有亮度高、准直性好、频谱连续等诸多优异的特性，能够有效探测材料表界面的局域原子和电子结构，非常适合原位追踪反应过程中固-液界面结构变化的动态过程，实时在线探测固-液界面活性中心结构和反应中间体在能量转换过程中的变化及其演变规律。
近日，中国科学院近代物理研究所材料研究中心微束技术与应用室研究人员在DNA损伤修复蛋白动力学研究方面取得进展，相关成果发表在Biophysical Journal上。
近日，国家重大科研仪器设备研制项目“低温高密核物质测量谱仪（CEE）”项目级关键技术—“TPC多通道读出电子学”和CEE-TPC分系统转工程阶段评审会采用线上线下相结合的模式在近代物理所召开。
中国科学院力学研究所球床模块式高温气冷堆心防护装备正式投入使用（图）
球床模块式高温 气冷堆心防护 气冷堆核电
2023/6/28
2022年1月5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。
南华大学放射性废物处理处置与数学模型研发中心研究成果在工程技术领域TOP期刊IEEE Transactions on Transportation Electrification上（图）
放射性废物处理处置 数学模型研发中心 卡尔曼滤波
2022/6/7
南华大学放射性废物处理处置与数学模型研发中心主任刘龙成教授在工程技术领域TOP期刊《IEEE Transactions on Transportation Electrification》（中科院1区，IF=6.363）上发表题为《A Two-Step Parameter Optimization Method forLow-Order Model-Based State-of-Charge Es...
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
2022/3/11
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。
2021年7月15日，中国科学院国家重点研发计划项目首席科学家、中国医药卫生文化协会副会长、辽宁省政协人口资源环境委员会副主任、辽宁省环境科学学会理事长、中国医科大学环境与健康研究所所长、二级教授、博士生导师朱京海教授，访问了国家生态环境部核与辐射安全中心，并与中心副主任周启甫，注册办处长王青松，生态环境部核与辐射事故应急组织成员李映晖，注册办培训二室室主任吴鹏进行了交流座谈。
通过产氚包层实现氚自持循环是未来聚变堆发电的核心技术之一，包层的设计及功能必须经过氘氚中子的实验验证。由于氘氚中子源稀缺、中子能量高（14MeV）、放射性强，因此验证实验的难度很大，长期以来聚变工程堆氚产生率的数据主要依赖理论计算和数值模拟。2015年，我国ITER专项计划专家组提出，CFETR各候选产氚包层方案必须进行氘氚中子辐照实验，以获得真实产氚率数据。
