覆盖范围：25 个核科技期刊、核教育、科普与参考资源网站
筛选窗口：2026-08-02 至 2026-08-09（前 7 天）
筛选结果：共收录 46 条高价值新闻与更新
📑 目录
一、聚变研究（期刊）
二、核工程与核能（期刊）
三、核材料（Journal of Nuclear Materials）
四、辐射防护（Health Physics）
五、核教育、科普与参考资源
一、聚变研究
1. JET 最终D-T运行活动创69兆焦聚变能量新纪录
英文标题：Results from the last DD and DT JET campaigns in the framework of the EUROfusion Tokamak Exploitation Work Package activity
来源期刊：Nuclear Fusion（IOP，聚变研究核心期刊）
发表日期：2026年7月末（IAEA FEC 2025 成都大会综述论文，开放获取）
DOI：10.1088/1741-4326/ae71ec
事件内容：欧洲联合环（JET）在 2022–2023 年完成其最后一次氘-氚（D-T）实验活动（DTE3），已于 2023 年 12 月进入退役。总结论文系统报告了最终活动的全部成果：在富氚混合等离子体中创下 69 兆焦（MJ）聚变能量新纪录（有史以来聚变装置产生的最高能量）；在 3 MA D-T 等离子体中同时维持高约束（H98≈0.85）与部分脱靶偏滤器，验证了 ITER 级集成运行场景；将准连续排热（QCE）与 X 点辐射体（XPR）两种先进排热模式首次从氘等离子体拓展至 D-T 等离子体；H 模等离子体维持长达 60 秒；破裂缓解碎片弹丸注入（SPI）数据直接输入 ITER 破裂缓解系统设计；燃料滞留综合研究为 ITER 氚库存管理提供关键输入。
值得关注的原因：JET 是与美国 TFTR 并列的、全球唯一能进行 D-T 燃料运行的大型托卡马克，其关闭后到 ITER 启动 D-T 阶段之前将没有同类装置。这批数据对 ITER 与首座聚变电站（FOAK）设计不可替代，是未来几年聚变工程设计的核心数据源。作为 FEC 2025 大会综述，本文也是了解欧洲聚变装置运行最新成果的权威入口。
🔗 原文链接：https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1741-4326/ae71ec（开放获取）
2. HL-3 开放X偏滤器脱靶悬崖的物理机制：碳杂质输运与E×B漂移
英文标题：Modeling the effects of carbon impurity transport and EB drift on detachment cliff in the HL-3 open X-divertor by SOLPS-ITER
来源期刊：Nuclear Fusion, Volume 66, Number 9（Nucl. Fusion 66 096019）
发表日期：2026年8月5日
事件内容：大连理工大学与核工业西南物理研究院团队用 SOLPS-ITER 程序包研究了中国环流三号（HL-3）开放 X 偏滤器（OXD）的脱靶"悬崖"（detachment cliff）现象。研究发现：(1) 低上游密度下 E×B 漂移对 OXD 脱靶的抑制作用强于标准单零偏滤器；(2) 碳杂质输运方向的突然反转与正反馈回路是脱靶悬崖的根本原因；(3) 开放结构与极向磁通扩张使 OXD 难以脱靶，增强其闭合度可显著改善脱靶能力。该结果直接为 ITER/CFETR 的 X 偏滤器设计提供参考。
值得关注的原因：偏滤器热负荷是聚变电站工程设计的头号难题，脱靶运行是控制靶板热流（<10 MW/m²）的必需手段。HL-3 是中国唯一具备先进偏滤器研究能力的大型托卡马克，本文的物理机制解析对下一代装置排热设计有直接参考价值。
🔗 原文链接：https://beta.iopscience.iop.org/article/10.1088/1741-4326/ae8fe8（开放获取）
3. HL-3 研究进展综述：高性能等离子体与功率排热方案
英文标题：HL-3 research towards high-performance plasma and power exhaust solution
来源期刊：Nuclear Fusion, Volume 66, Number 11（FEC 2025 综述）
发表日期：2026年7月31日
事件内容：第 30 届 IAEA 聚变能大会（2025年成都）HL-3 装置专题综述论文，由核工业西南物理研究院钟武律研究员领衔（合作单位含 CEA、UKAEA、UCSD 等），系统总结了 HL-3 在高性能等离子体与功率排热解决方案方向的整体研究布局与最新进展。
值得关注的原因：这是中国托卡马克装置研究成果在国际最高级别聚变会议上的权威综述，集中反映中国核聚变研究在排热、约束等关键问题上的能力与规划，适合跟踪中国聚变路线图。
🔗 原文链接：https://beta.iopscience.iop.org/article/10.1088/1741-4326/ae8709（开放获取）
4. 硼基伽马射线能谱诊断突破：钨壁时代α粒子测量的新路径
英文标题：Boron's gamma-ray breakthrough sharpens fusion's alpha hunt
来源期刊：Nuclear Fusion（研究论文，8月5日科技媒体解读报道）
发表日期：2026年8月5日（报道）
事件内容：米兰-比可卡大学与等离子体科学技术研究所 M. Nocente 团队首次定量评估了硼基伽马射线能谱（GRS）诊断对 α 粒子不同速度与轨道类型的敏感性。研究基于 ¹⁰B(α,pγ)¹³C 核反应：α 粒子与注入的硼杂质碰撞发出特征伽马射线。特定伽马峰可区分超阿尔芬与亚阿尔芬 α 粒子，并对捕获轨道与"土豆"轨道（potato orbit）特别敏感。过去 JET 用铍做靶杂质，但 ITER 等新一代装置采用钨第一壁，硼（日常运行即注入）成为自然替代，本方法可直接用于 ITER 燃烧等离子体验证。
值得关注的原因：α 粒子约束是燃烧等离子体物理验证的核心环节，也是预测等离子体性能、防止 α 粒子损失损伤第一壁的前提。本文提供了钨壁时代无需新增复杂诊断即可监测 α 粒子相空间分布的路径，对 ITER、SPARC、DEMO 等紧凑型装置尤其重要。
🔗 原文链接（报道解读）：https://energyinnovationreview.com/2026/08/05/borons-gamma-ray-breakthrough-sharpens-fusions-alpha-hunt
5. 物理增强AI替代模型：聚变装置稳定性毫秒级预测
英文标题：Liu's AI model sharpens fusion reactor stability forecasts
来源期刊：Nuclear Fusion（研究论文，8月5日科技媒体解读报道）
发表日期：2026年8月5日（报道）
事件内容：之江实验室刘兆阳团队开发"物理增强替代模型"，用于预测托卡马克中高 n 环向阿尔芬本征模（TAE）的线性不稳定性。方法上：用回旋动理学 MHD 高能粒子程序（GMEC）生成高保真数据库，用 ETEC 程序提取简化局域参数作为先验物理信息，输入多层感知机直接预测真实频率与增长率。相比纯数据驱动，训练数据量降低两个数量级，模型可在笔记本电脑上运行，支持实时控制系统，无需千万亿次级集群。
值得关注的原因：阿尔芬不稳定性可破坏约束甚至损伤壁部件，是聚变装置性能上限的重要限制。该成果展示了"AI 编码物理"的路径——毫秒级稳定性评估可大幅缩短聚变装置设计迭代周期，并显著降低初创公司与国家实验室的算力门槛，是 AI 驱动聚变研发的标志性进展。
🔗 原文链接（报道解读）：https://energyinnovationreview.com/2026/08/05/lius-ai-model-sharpens-fusion-reactor-stability-forecasts
6. FENDL-3.2c 核数据库验证与确认
英文标题：Verification and Validation of the FENDL-3.2c Library
来源期刊：Fusion Science and Technology, Volume 82, Number 6（2026年8月"融合应用核数据"特刊）
作者：Tim Bohm 等（多国核数据合作）
事件内容：FENDL（聚变评价核数据库）是 IAEA 官方发布的融合应用核数据库标准。本期特刊文章对该库 3.2c 版本进行了系统的验证与确认（V&V），覆盖评价数据一致性、基准实验比对等环节。
值得关注的原因：FENDL 是所有聚变装置中子学设计（屏蔽、产氚、活化、剂量）的输入基础，其版本更新直接决定设计计算的可信度。V&V 结果对聚变设计单位和核数据研究者都有直接参考价值。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60532/
7. 融合能源系统的集成核数据与基准测试需求
英文标题：Integral Nuclear Data and Benchmarking Needs for Fusion Energy Systems
来源期刊：FST, Volume 82, Number 6（2026年8月）
作者：Catherine Percher 等（LLNL 等）
事件内容：文章系统梳理了聚变能源系统对集成核数据（integral nuclear data）与基准测试的需求清单，指出当前核数据库在聚变应用（高能中子、14 MeV 氘氚中子、活化/衰变热）方面的缺口。
值得关注的原因：与裂变堆相比，聚变装置的 14 MeV 中子环境对核数据提出了新的验证要求。本文定义了下一阶段核数据测量的优先级，对聚变堆设计中子学工作具有指导意义。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60534/
8. 最新核数据库的融合衰变热基准测试（FISPACT-II）
英文标题：Fusion Decay Heat Benchmarking of the Latest Nuclear Data Libraries with FISPACT-II
来源期刊：FST, Volume 82, Number 6（2026年8月）
作者：J. Hollis 等（UKAEA）
事件内容：使用活化计算程序 FISPACT-II 对最新核数据库进行融合装置停堆后衰变热的基准测试，评估不同数据库（含 TENDL、JEFF、FENDL 等）在聚变材料活化场景下的计算差异。
值得关注的原因：停堆衰变热直接决定聚变装置的维护窗口、远程维护设计与退役规划，是聚变电厂工程经济性的重要参数。数据库差异的量化对设计裕度选取至关重要。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60536/
9. 融合应用代表性停堆剂量率新基准问题
英文标题：A New Shutdown Dose Rate Benchmark Problem for Representative Fusion Applications
来源期刊：FST, Volume 82, Number 6（2026年8月）
作者：Ariel Márquez 等
事件内容：提出一个新的停堆剂量率（SDR）基准问题，针对代表性聚变装置几何，用于检验中子输运+活化耦合计算链在聚变场景下的准确性。
值得关注的原因：停堆剂量率是聚变装置远程维护设计（人员/机器人接近性）的核心指标。新基准填补了聚变特有几何（复杂屏蔽、环向场线圈等）下剂量率验证的空白，对 ITER 及后续 DEMO 设计计算的可信度提升有直接作用。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60538/
10. EAST中性束注入系统快控制系统设计
英文标题：Design of a Fast Control System for the Neutral Beam Injection System at EAST
来源期刊：FST, Volume 82, Number 6（2026年8月）
作者：Yuanzhe Zhao 等（中科院合肥等离子体所）
事件内容：报告了 EAST（东方超环）中性束注入（NBI）系统快速控制系统的设计与实现，用于 NBI 的毫秒级响应控制，支撑等离子体加热与电流驱动的实时需求。
值得关注的原因：NBI 是 EAST 高功率辅助加热的主要手段，快控制系统性能直接影响加热稳定性和实验效率。该设计经验对中国下一代聚变装置（如 CFETR）的加热系统有参考价值。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60541/
11. 美国国家级等离子体科学与聚变能认证与学徒计划
英文标题：Establishment of a Nationwide Plasma Science and Fusion Energy Certification and Apprenticeship Programs
来源期刊：FST, Volume 82, Number 1S（2026年8月，NSF 融合劳动力加速器会议特刊）
作者：Evdokiya (Eva) Kostadinova, Andrew Zwicker
事件内容：提出在美国建立覆盖全国的等离子体科学与聚变能认证与学徒制体系，以系统化培养聚变行业技术工人与工程师队伍。
值得关注的原因：聚变商业化面临严重的人力缺口——不仅需要博士级物理学家，更需要大量技师、焊接工、低温工程师、控制工程师。美国 NSF 已专门资助"融合劳动力加速器"项目，该特刊全面反映美国聚变劳动力政策动向，对评估全球聚变产业成熟度有参考意义。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60870/
12. 满足美国聚变劳动力需求的政策机遇
英文标题：Policy Opportunities to Meet U.S. Fusion Workforce Demands
来源期刊：FST, Volume 82, Number 1S（2026年8月）
作者：Saskia Mordijck（威廉玛丽学院）
事件内容：从政策层面分析满足美国聚变劳动力需求的机遇，包括联邦资助机制、教育通道、移民与行业合作等政策工具。
值得关注的原因：劳动力政策是聚变从科研走向产业的关键软性基础设施。本文可与国内聚变人才培养战略对照，了解美国在聚变人力资本上的制度设计。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/fst/article-60875/
13. ITER屏蔽块接口制造偏差统计研究
英文标题：A statistical study on as-built deviation of ITER blanket shield block interfaces
来源期刊：Fusion Engineering and Design（Elsevier，开放获取）
作者：Ji-Young Jeong 等（韩国聚变能源研究所）
事件内容：对 ITER 屏蔽块（shield block）接口的实际制造偏差（as-built deviation）进行了统计研究，量化了批量制造条件下接口几何偏差的分布规律，为装配公差链分析与现场安装策略提供数据支撑。
值得关注的原因：ITER 第一壁屏蔽块接口数量巨大，制造偏差的统计特性直接决定现场装配成功率和返工成本。这类"制造-设计闭环"数据对核聚变装置大规模工程化极有价值，也是中国聚变工程团队值得参考的实践。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379626003789（开放获取）
14. 聚变部件模型降阶：磁控注入枪的动态模式分解
英文标题：Model order reduction for fusion components: Dynamic mode decomposition model of the magnetron injection gun
来源期刊：Fusion Engineering and Design（Elsevier，开放获取）
作者：Elia Novarese 等（米兰理工大学）
事件内容：将动态模式分解（DMD）模型降阶技术应用于聚变部件——回旋管磁控注入枪（magnetron injection gun）的建模，在不损失精度的前提下大幅降低仿真成本，支撑实时仿真与控制需求。
值得关注的原因：聚变装置部件级高保真仿真计算量大，模型降阶是连接"数字孪生"与"实时控制"的关键技术。本文代表了聚变工程数字化方向的最新进展。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379626003613（开放获取）
15. 氢同位素回收系统氦气除水冷阱测试
英文标题：Testing of cold trap for removal of water vapor from helium gas for hydrogen isotope recovery system
来源期刊：Fusion Engineering and Design（Elsevier）
作者：Deepak Yadav 等（印度 ITER-India 等）
事件内容：针对聚变燃料循环中氢同位素回收系统的氦气除水需求，开展了冷阱（cold trap）去除氦气中水蒸气的实验测试，评估了冷阱在净化链中的除水性能。
值得关注的原因：氚燃料循环是聚变电厂的关键系统，氦气载气中的水蒸气会影响氢同位素分离效率并增加氚滞留。该部件级实验数据对氚回收工艺设计有直接参考意义。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379626003595
16. 超细晶钨在高束流低能氦等离子体下的辐照抗性增强
英文标题：Enhancing the resistance of ultrafine-grained tungsten to irradiation by high-flux, high-fluence and low-energy helium plasma
来源期刊：Fusion Engineering and Design（Elsevier）
作者：N.N. Andrianova 等
事件内容：研究了超细晶（UFG）钨在高束流、高通量、低能氦等离子体辐照下的性能，发现晶粒细化显著改善了钨对氦辐照（形成气泡、起泡、表面绒毛化）的抵抗能力。
值得关注的原因：钨是 ITER 及未来聚变电站的偏滤器首选材料，低能氦等离子体辐照导致的表面损伤（绒毛、起泡）是偏滤器寿命的核心制约。晶粒工程是提升钨材料性能的现实路径之一，与国内钨材料研究直接相关。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379626002917
17. SST-1离子引出栅网高负荷传热与热结构分析
英文标题：CFD based heat transfer and thermo-structural analysis of a full-scale SST-1 ion extractor grid under high heat load conditions
来源期刊：Fusion Engineering and Design（Elsevier）
作者：Tejendra Patel 等（印度 IPR）
事件内容：对印度 SST-1 装置离子源全尺寸引出栅网在高热负荷工况下进行 CFD 传热与热结构耦合分析，评估栅网的热变形与热应力安全性。
值得关注的原因：中性束/离子束系统引出栅网承受极高热负荷，热结构分析是其可靠运行的基础。该方法学对同类系统的工程设计有参考价值。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379626003820
18. MeV级中性束粒子追踪模型与热成像数据对比分析
英文标题：Comparative analysis between particle tracing model and thermographic data for a MeV class beam for fusion application
来源期刊：Plasma Physics and Controlled Fusion, Volume 68, Number 7（PLASMA 2025 会议特刊）
作者：A. Pimazzoni 等（意大利 RFX/CNR-ISTP）
DOI：10.1088/1361-6587/ae8885
事件内容：针对聚变用 MeV 级（ITER NBI 级别的负离子束）束流，将粒子追踪模型预测与热成像测量数据进行对比，验证束流热负荷分布模型在 MeV 能级下的准确性，为束线部件热设计提供依据。
值得关注的原因：MeV 级负离子束是 ITER NBI 加热系统的核心，束流杂散损失会带来局部高热负荷。模型与实验的系统对比是束线工程设计的必要环节。
🔗 原文链接：https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1361-6587/ae8885
二、核工程与核能
本部分头条：Nuclear Technology 2026年8月刊（Vol.212 No.8）为"不确定性与敏感性分析"特刊，收录 19 篇文章，集中呈现 IAEA 合作研究项目（CRP I31033）与欧盟 MUSA 项目在严重事故不确定性分析领域的最新成果。以下精选其中 5 篇。
19. IAEA CRP框架下参考压水堆与SMR严重事故不确定性分析
英文标题：Uncertainty and Sensitivity Analyses for Postulated Severe Accidents of Reference PWRs and SMRs in the Frame of the IAEA CRP and Relevant Insights
来源期刊：Nuclear Technology, Vol.212, No.8（2026年8月）
作者：Kwang-Il Ahn 等（IAEA CRP 国际合作团队）
事件内容：在 IAEA 合作研究项目框架下，对参考压水堆与小堆（SMR）的假设严重事故场景开展不确定性与敏感性分析（UQ/SA），比较不同国家程序与方法的计算结果并提炼共性问题与洞察。
值得关注的原因：SMR 严重事故不确定性量化是当前核安全审评的热点——SMR 的非能动安全特征使传统确定论审评方法面临挑战。该文代表 IAEA 层面协调国际 SMR 严重事故分析的最新努力，对国内 SMR 型号安全分析与审评有直接借鉴意义。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/nt/article-60545/
20. 欧洲MUSA项目：严重事故不确定性分析重大成就
英文标题：Major Achievements of the EC MUSA Project
来源期刊：Nuclear Technology, Vol.212, No.8（2026年8月）
作者：L. E. Herranz 等（CIEMAT 领衔欧盟团队）
事件内容：系统总结了欧盟 MUSA（Management and Uncertainties of Severe Accidents）项目的整体成就——这是欧盟资助的严重事故不确定性分析旗舰项目，覆盖源项、堆芯熔毁进程、安全壳行为等多个环节的 UQ/SA 方法体系与应用示范。
值得关注的原因：MUSA 是国际上体系最完整的严重事故 UQ/SA 项目之一，其方法框架（程序+抽样+敏感性指标）已成为业内参考范式。本文是该项目成果的权威汇总，对核安全分析人员和监管技术支持人员价值很高。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/nt/article-60549/
21. BWR严重事故不确定性分析的经验教训与最佳实践
英文标题：Lessons Learned and Best Practices on BWR Severe Accident Uncertainty and Sensitivity Analysis in the Framework of the IAEA CRP I31033
来源期刊：Nuclear Technology, Vol.212, No.8（2026年8月）
作者：J. Ortiz-Villafuerte 等
事件内容：基于 IAEA CRP I31033 框架，总结了沸水堆（BWR）严重事故 UQ/SA 的经验教训与最佳实践，包括蒙特卡洛滤波技术在 BWR 短时停堆（STSBO）事故场景氢生成与压力容器失效分析中的应用。
值得关注的原因：BWR 严重事故（尤其福岛式全厂断电场景）的不确定性分析是日本、欧洲核安全界关注重点。文中提炼的实践准则可直接服务于同类事故分析的质量控制。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/nt/article-60550/
22. 熔盐堆辐射热传输：OpenFOAM中灰边界SP₃求解器实现
英文标题：Implementation of the SP₃ Solver with Gray Boundary Conditions in OpenFOAM for Thermal Radiation Modeling: Application to Molten Salt Reactors
来源期刊：Nuclear Technology, Vol.212, No.8（2026年8月）
作者：Mahdi Aghili Nasr 等（米兰理工大学等）
事件内容：在 OpenFOAM 中实现带灰边界条件的 SP₃ 辐射输运求解器，应用于熔盐堆（MSR）的热辐射建模，为熔盐堆堆芯与回路的热工分析提供更准确的辐射传热计算工具。
值得关注的原因：熔盐对辐射（尤其伽马加热与热辐射）的参与性传热是熔盐堆热工设计的关键难点。开源工具链中的 SP₃ 实现可被国内熔盐堆（TMSR 等）团队直接采用。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/nt/article-60551/
23. RBMK-1500乏燃料衰变热计算不确定性评估
英文标题：Evaluation of Decay Heat Calculation Uncertainties for Spent Fuel from RBMK-1500 Reactor
来源期刊：Nuclear Technology, Vol.212, No.8（2026年8月）
作者：Andrius Slavickas 等（立陶宛）
事件内容：对 RBMK-1500 反应堆乏燃料的衰变热计算不确定性进行了系统评估，量化了核数据、燃耗史等参数对衰变热预测的影响，用于乏燃料贮存与运输安全分析。
值得关注的原因：衰变热计算不确定性直接决定乏燃料干式贮存容器与运输容器的热设计裕度。该方法框架可推广至国内压水堆乏燃料衰变热不确定性评估。
🔗 原文链接：https://www.ans.org/pubs/journals/nt/article-60558/
24. 基于智能算法的蒸汽发生器水位启动过程优化控制
英文标题：Research on optimization of steam generator level control in startup process based on intelligent algorithm
来源期刊：Annals of Nuclear Energy（Elsevier）
作者：孙培伟团队（西安交通大学）等
事件内容：针对核电厂启动过程中蒸汽发生器（SG）水位控制的难题，提出基于智能算法的优化控制策略，改善启动阶段 SG 水位的大幅波动问题。
值得关注的原因：SG 水位控制在启动/低功率阶段因测量噪声与非线性而极为困难，是操纵员负荷与自动控制切换的痛点。该研究属于核电厂控制系统智能化方向的前沿尝试。
🔗 原文链接（期刊主页）：https://www.sciencedirect.com/journal/annals-of-nuclear-energy（论文编号 111835）
25. TRISO燃料核制备预固化柱的CFD优化设计
英文标题：Presolidification column design modification based on simulation of ammonia flow distribution for external gelation coated particle fuel kernel surrogates fabrication
来源期刊：Annals of Nuclear Energy（Elsevier）
发表日期：2026年7月30日（媒体解读报道）
事件内容：通过 CFD 模拟分析了外部凝胶化法制备 TRISO 燃料核时预固化柱内的氨气流动分布，改进柱体设计防止氨气泄漏至喷嘴与外界环境；进口流量 4 L/min 时气体分布更均匀，实验验证微球球形度优于 1.2。
值得关注的原因：TRISO 颗粒燃料核的球形度、尺寸均匀性直接决定高温气冷堆燃料质量。凝胶化工艺环节的工程优化对 HTGR 燃料生产线（如石岛湾后续项目）有实用价值。
🔗 原文链接（报道解读）：https://www.ebiotrade.com/newsf/2026-7/20260730101441069.htm
26. 熔盐堆壁面约束发热熔盐流的大涡模拟
英文标题：Large-eddy simulation of heat-generating molten salt flows in wall-bounded geometries: Application to molten salt reactors
来源期刊：Progress in Nuclear Energy（Elsevier）
发表日期：2026年7月31日（媒体解读报道）
事件内容：针对熔盐堆（MSR）中核反应导致的体积发热对湍流熔盐流动的影响，采用大涡模拟（LES）建模低运动粘度、高普朗特数（Pr≈17）的熔盐湍流通道流，系统评估了五种亚网格（SGS）模型的表现，量化了体积热生成对缓冲层等不同湍流层的影响。
值得关注的原因：MSR 的传热设计高度依赖对发热熔盐流动的精确预测，高普朗特数流体对 CFD 亚网格模型提出了苛刻要求。该研究为 MSR 热工水力分析工具的选型提供了系统的模型对比依据。
🔗 原文链接（报道解读）：https://www.ebiotrade.com/newsf/2026-7/20260731103437908.htm
27. 东盟核研究堆运行文化比较：支持跨国人因可靠性分析
英文标题：Comparing operating cultures of ASEAN nuclear research reactors to support cross-national human reliability analysis
来源期刊：Progress in Nuclear Energy（Elsevier）
发表日期：2026年7月31日（媒体解读报道）
事件内容：泰国核技术研究所（TINT）与韩国原子能研究院（KAERI）合作，首次对东盟五国（泰、马、印尼、越、菲）7 座核研究堆的 48 名操作员开展霍夫斯泰德文化维度调查，评估运行文化同质性，为 2025–2028 年东盟核安全研究（NPSR）网络的标准化人因可靠性分析（HRA）平台提供文化数据支撑。
值得关注的原因：HRA 数据跨机构共享的前提是文化同质性。随着更多国家（含东盟）启动核电/研究堆计划，运行文化与 HRA 数据库建设成为新核电国家安全能力建设的重要课题，对新兴核电国家有普遍参考意义。
🔗 原文链接（报道解读）：https://www.ebiotrade.com/newsf/2026-7/20260731103439051.htm
28. 水下射流条件下气溶胶池净化特性数值模拟
英文标题：Numerical simulation of aerosol pool scrubbing characteristics under submerged jetting
来源期刊：Progress in Nuclear Energy（Elsevier）
发表日期：2026年7月31日（媒体解读报道）
事件内容：基于双欧拉模型 + VOF 界面追踪 + DPM 离散相模型，模拟水下空气射流的流动与放射性气溶胶池式净化（pool scrubbing）特性，系统研究了载气流量、浸没深度、气溶胶入口浓度与喷嘴入射角对净化效率的影响。
值得关注的原因：池式净化是严重事故下安全壳放射性气溶胶去除的重要缓解手段，也是沸水堆湿井系统的关键现象。该模拟研究对严重事故缓解措施（SGTR、湿井排放）的分析工具验证有直接价值。
🔗 原文链接（报道解读）：https://www.ebiotrade.com/newsf/2026-7/20260731103433068.htm
29. 压水堆启动过程稳压器压力自抗扰控制
英文标题：Active disturbance rejection control of pressurizer pressure during startup process in a pressurized water reactor nuclear power plant
来源期刊：Nuclear Engineering and Technology（Elsevier，韩国核学会）
作者：孙培伟团队（西安交通大学）等
发表日期：2026年8月1日（报道）
事件内容：将自抗扰控制（ADRC）应用于压水堆核电厂启动过程中稳压器压力的控制，提升启动阶段压力控制的鲁棒性与抗扰能力。
值得关注的原因：稳压器压力控制是核电厂运行控制的基础回路，启动过程工况变化剧烈。ADRC 为代表的现代控制方法在核电厂控制系统中的应用是 I&C 智能化改造的方向之一。
🔗 原文链接（作者成果页）：https://gr.xjtu.edu.cn/peiweisun/zh_CN/lwcg/338933/content/272421.htm
三、核材料（Journal of Nuclear Materials）
30. 原子探针层析揭示RPV钢预应变与辐照损伤的联合效应
英文标题：The use of atom probe tomography to study the combined effects of prestrain and irradiation damage in RPV steel
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier，开放获取）
作者：R.S. Stroud 等（布里斯托大学等）
事件内容：采用原子探针层析（APT）技术，研究了反应堆压力容器（RPV）钢中预应变与中子辐照损伤的联合效应，揭示了预应变对辐照诱导析出物（富溶质团簇）形成的影响机制。
值得关注的原因：RPV 钢的辐照脆化是决定反应堆寿命（延寿/老化管理）的关键因素，而实际 RPV 材料往往带制造预应变。该工作用纳米尺度表征厘清了两类效应的耦合，对反应堆延寿安全评估有重要价值。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0022311526005003（开放获取）
31. 316L不锈钢轧制路径相关的应力腐蚀开裂
英文标题：Rolling-path dependent stress corrosion cracking of AISI 316L stainless steel in high temperature water: synergistic effects of deformation localization and temperature
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier）
作者：Fujie Zhou 等
事件内容：研究 AISI 316L 奥氏体不锈钢在高温水环境中的应力腐蚀开裂（SCC）对轧制路径的依赖性，揭示了变形局部化与温度对 SCC 行为的协同影响机制。
值得关注的原因：316L 是核电厂一回路与乏燃料池的常用结构材料，高温水 SCC 是压水堆环境促进开裂（EAC）研究热点。轧制路径对 SCC 敏感性的影响为材料采购与制造工艺控制提供了新视角。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0022311526005180
32. Zr⁴⁺取代调控烧绿石玻璃陶瓷的辐照耐受性
英文标题：Zr⁴⁺ substitution tuned the radiation tolerance: in-situ ion irradiation study on amorphization behavior and mechanisms of pyrochlore glass-ceramics for nuclear waste forms
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier）
作者：Hongru Jin 等
事件内容：通过原位离子辐照实验研究 Zr⁴⁺ 取代对烧绿石玻璃陶瓷（用于核废物固化的潜在基材）非晶化行为与机制的调控作用，评估其辐照耐受性随成分的变化规律。
值得关注的原因：高放废物固化基材必须承受长期自辐照而不发生显著性能退化。成分工程（阳离子取代）是提升固化体辐照稳定性的现实手段，该研究对废物固化材料筛选有指导意义。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0022311526005131
33. 核石墨与熔盐相互作用的X射线CT与孔隙网络模拟
英文标题：Study of nuclear graphite and molten salt interaction using X-ray computed tomography and image-based pore network modelling
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier，开放获取）
作者：Xun Zhang 等（曼彻斯特大学等）
事件内容：结合 X 射线计算机断层扫描（XCT）与基于图像的孔隙网络模型，研究核石墨与高温熔盐的相互作用，量化熔盐在石墨孔隙中的渗入行为——这是熔盐堆（MSR）中石墨反射层/慢化剂寿命评估的关键现象。
值得关注的原因：熔盐渗入石墨孔隙会改变石墨的热物性与辐照行为，是 MSR 设计必须量化的现象。XCT+孔隙网络建模的联合方法代表了核材料微观表征与多尺度模拟融合的前沿。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S002231152600423X（开放获取）
34. 高温中子辐照不同牌号钨的微观结构响应
英文标题：Microstructural response of high-temperature neutron-irradiated different grades of tungsten
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier）
作者：Koray Iroc 等
事件内容：对比研究不同牌号（不同加工/合金状态）钨在高温中子辐照下的微观结构演变差异，包括辐照缺陷、位错环与析出行为的牌号依赖性。
值得关注的原因：钨是聚变装置偏滤器与第一壁候选材料，其高温中子辐照行为是聚变堆材料评估的核心数据。牌号差异的系统对比为聚变钨材料选型与优化提供直接依据。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0022311526004290
35. 轻水堆温度下高剂量中子辐照SiC/SiC复合材料力学性能
英文标题：Effects of high-dose neutron irradiation at light-water reactor relevant temperature on the mechanical properties of SiC/SiC composites
来源期刊：Journal of Nuclear Materials（Elsevier）
作者：Yuki Jimba 等（含 Yutai Katoh，ORNL）
事件内容：研究 SiC/SiC 复合材料在轻水堆（LWR）相关温度下经受高剂量中子辐照后的力学性能变化，评估其作为先进燃料包壳/结构材料的辐照稳定性。
值得关注的原因：SiC/SiC 是事故容错燃料（ATF）与先进反应堆的结构候选材料。高剂量辐照数据稀缺，ORNL 合作团队的该项结果对 ATF 包壳的工程认证至关重要。
🔗 原文链接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0022311526004344
四、辐射防护（Health Physics）
36. 乏燃料溶解过程放射性气溶胶多参数同步检测技术
英文标题：Investigation of Multi-parameter Synchronous Detection Technology for Radioactive Aerosols in Spent Fuel Dissolution Process
来源期刊：Health Physics（辐射防护权威期刊，LWW）
发表日期：2026年8月5日（在线预发表）
事件内容：针对乏燃料后处理溶解环节释放的放射性气溶胶，研究多参数同步检测技术，实现气溶胶浓度、粒径分布等多参数的实时联合测量，服务核设施安全监控。
值得关注的原因：后处理设施的放射性气溶胶监测是辐射防护与临界安全的关键环节。多参数同步检测可提升监测实时性与灵敏度，对国内乏燃料后处理项目的辐射监测系统设计有参考价值。
🔗 原文链接：https://www.ovid.com/jnls/health-physics/fulltext/10.1097/hp.0000000000002141
37. 医疗人员辐射安全培训与部门间协调研究
英文标题：Radiation Safety Training and Interdepartmental Coordination: A Mixed-methods Study among Multidisciplinary Healthcare Staff
来源期刊：Health Physics（LWW）
发表日期：2026年8月3日（在线预发表）
事件内容：采用混合研究方法，调查跨学科医疗人员（放射、核医学、介入等科室）的辐射安全培训现状与部门间协调机制，识别培训缺口与改进方向。
值得关注的原因：医疗辐射防护是公众剂量贡献的重要来源，多部门协调与培训质量直接影响患者与医护人员的辐射安全。该研究对国内医院辐射安全管理体系有借鉴价值。
🔗 原文链接：https://www.ovid.com/jnls/health-physics/fulltext/10.1097/hp.0000000000002194
38. 路面威胁物质再悬浮现场实验与再悬浮因子推荐值
英文标题：Resuspension of Threat Agents from Paved Surfaces and Recommended Resuspension Factors — Field Experiments with Pedestrian or Personnel Activity and Vehicles
来源期刊：Health Physics（LWW）
发表日期：2026年7月27日（在线预发表）
事件内容：通过行人/人员活动与车辆行驶的现场实验，测定硬质路面（paved surfaces）上威胁性物质（放射性/生物/化学污染物）的再悬浮行为，给出推荐的再悬浮因子（resuspension factor）取值。
值得关注的原因：地面污染再悬浮是核事故后果评估与应急响应决策（人员撤离、去污行动）的关键参数。现场实测数据稀缺，该研究为事故后果模型（如 RESRAD 系列）的参数更新提供依据。
🔗 原文链接：https://www.ovid.com/jnls/health-physics/fulltext/10.1097/hp.0000000000002195
五、核教育、科普与参考资源
39. NEUP发布PI培训通知（8月10日）
英文标题：PI Training Aug. 10
来源机构：NEUP（美国核能大学计划，爱达荷国家实验室）
发布时间：2026年8月初
事件内容：美国能源部核能大学计划（NEUP）发布面向项目负责人（PI）的培训通知，定于 8 月 10 日举办，内容覆盖 NEUP 项目管理、经费使用与报告要求。
值得关注的原因：NEUP 是美国大学核能研究的主要资助渠道（2026 财年奖学金/助学金申请已开放）。PI 培训动态可用于了解美国大学核能研究资助的最新管理规则，对跟踪美国核能人力培养动向有参考价值。
🔗 原文链接：https://neup.inl.gov/announcement/pi-training-aug-10/
40. ENEN课程库更新：2026年底多门核专业课程开放报名
来源机构：ENEN（欧洲核教育网络）
发布时间：2026年8月（课程库滚动更新）
事件内容：欧洲核教育网络（ENEN，100 余所大学与组织参与的欧洲核教育平台）更新课程库，新一批 2026 年第四季度课程开放报名，包括：辐射化学与同位素生产（12月）、核电安全文化（数字课程，11-12月）、核设施火灾风险分析（11月）、SOFIA 压水堆正常运行与事故工况物理与安全培训模块等。
值得关注的原因：ENEN 课程库是欧洲核教育资源共享的核心渠道，对国内核工程学生、教师与国际核能培训合作有直接参考价值——可作为核教育国际交流与人才培养对标资源。
🔗 原文链接：https://nuclear-education.eu/courses/
41. Energy Encyclopedia推出Meta Quest VR版应用
来源机构：Energy Encyclopedia（能源百科全书）
发布时间：2026年8月（近期发布）
事件内容：能源百科全书（涵盖核能、聚变、可再生能源）发布针对 Meta Quest 头显的 VR 应用，已上架 Meta Store。该 VR 版吸收了 2025 年世界核工业展览会（WNE 2025）的反馈意见，面向对电力生产感兴趣的公众与教育场景。
值得关注的原因：核能科普正在从图文走向沉浸式交互。作为核电行业少有的 VR 教育产品，它代表了核科普传播形式的前沿方向，对国内核科普内容开发（尤其是面向公众与青少年的形式创新）有借鉴意义。
🔗 原文链接：https://www.energyencyclopedia.com/en/vr
42. Millstone 2非计划停堆：51天无非计划停堆纪录中断
来源机构：Nukeworker（核行业招聘/社区）
事件日期：2026年8月4日
事件内容：美国康涅狄格州 Millstone 2 机组（康涅狄格州仅存的两台在运机组之一）发生非计划停堆，结束了该机组 51 天的无非计划停堆纪录。目前全美共有 2 台机组处于非计划停堆状态（另一台为路易斯安那州 River Bend 1）。全美机队在线率约 97.9%，离线容量 1,999 MW。
值得关注的原因：机组非计划停堆直接影响电力供应与公司运营指标，Millstone 2 的停堆原因与恢复时间备受市场关注。核电站运行状态快照对跟踪美国核电运行动态有实用价值。
🔗 原文链接：https://www.nukeworker.com/forum/index.php/topic,56860.msg227457/topicseen.html
43. 美国启动乏燃料回收利用合作研究
英文标题：US collaboration to study used nuclear fuel recycling
来源机构：Nukeworker（转载行业新闻）
发布时间：2026年8月5日
事件内容：美国启动一项关于乏燃料回收利用（used nuclear fuel recycling）的合作研究。美国长期以来对乏燃料实行一次性通过（once-through）策略，此项合作标志着美国在后处理/回收利用方向的新动向。
值得关注的原因：美国乏燃料管理政策若转向回收利用，将深刻影响全球核燃料循环格局与后处理市场。该动向对核燃料循环战略研究（含闭式循环路线对比）具有重要的跟踪价值。
🔗 原文链接：https://www.nukeworker.com/forum/index.php/topic,56904.msg227503/topicseen.html
44. NRC转型之路：50年委员会历史
英文标题：The transformation of the NRC: 50 years of commissioners
来源机构：Nukeworker（转载行业新闻）
发布时间：2026年8月5日
事件内容：回顾美国核管会（NRC）委员会 50 年的演变历史，分析其从成立到当代的监管文化转型、委员构成变化与未来监管改革方向。
值得关注的原因：NRC 的监管模式是全球核安全监管的标杆之一，其 50 年演进（尤其对先进反应堆审评与风险告知监管）对理解全球监管趋势有重要参考意义。
🔗 原文链接：https://www.nukeworker.com/forum/index.php/topic,56901.msg227497/topicseen.html
45. 核行业8月动态综述（Industry Update）
英文标题：Industry Update—August 2026
来源机构：Nukeworker（转载行业新闻）
发布时间：2026年8月5日
事件内容：Nukeworker 发布 2026 年 8 月核行业动态综述，汇总美国核电行业的运行、政策与市场要点。
值得关注的原因：月度行业综述是快速掌握美国核电行业全貌的低成本入口，适合作为周报的行业背景参考。
🔗 原文链接：https://www.nukeworker.com/forum/index.php/topic,56903.msg227501/topicseen.html
46. 爱达荷州原子城的核根源
英文标题：Nuclear roots run deep in Atomic City, Idaho
来源机构：Nukeworker（转载行业新闻）
发布时间：2026年8月5日
事件内容：讲述爱达荷州"原子城"（Atomic City）与核工业的深厚渊源——爱达荷国家实验室（INL）区域是美苏核试验与核能研发的历史重镇，现正成为先进堆测试的基地。
值得关注的原因：INL 是美国先进反应堆测试与乏燃料研究的重要基地（MARVEL、AHTR 等微堆测试平台所在地）。了解其历史与现状有助于理解美国先进堆示范路线图。
🔗 原文链接：https://www.nukeworker.com/forum/index.php/topic,56902.msg227499/topicseen.html
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