近日，中科院合肥物質科學研究院核能安全技術研究所在聚變堆氚分析研究方面取得重要進展。核安全所自主研發的聚變堆系統氚循環模擬軟件TAS3.0首次實現了從部件氚分析、堆內系統氚循環，到堆外環境氚遷移的微、中、大尺度的動態耦合模擬，旨在評估聚變堆氚循環自持性和潛在氚公眾放射性安全問題，可為聚變氚系統設計以及安全體系的構建提供指導與建議。

　　在今年8月份的“首屆中國氚科學與技術學術交流會”，與在近日結束的“第一屆亞太氚科學會議(APSOT-1)”上，核安全所先后應邀從聚變堆的氚循環、氚資源和氚安全方面進行了大會報告，指明了聚變氚循環領域的研究現狀與未來趨勢，得到與會專家的一致肯定。因為此方面的突出工作，核安全所的倪木一博士、聶保杰博士生，先后獲“氚科學杰出青年”、“Young Researcher Award”表彰。

　　首屆中國氚科學技術學術交流會由中國核學會主辦，中國工程物理研究院承辦，于今年八月在四川成都召開，300余名氚領域專家參會，是我國氚科學與技術研究最新成果和發展趨勢的首次集中亮相。作為我國氚科學技術領域最高層次的盛會，會議設立 “氚科學杰出青年”，為優秀青年氚科技專家頒獎。

　　第一屆亞太氚科學會議于11月2日至5日在四川綿陽召開，來自中國、日本、韓國、美國和俄羅斯等國的專家分別就聚變堆用氚的安全、工藝、材料等難題展開研討，是亞太聚變氚領域內集中交流的盛會，會議同時設立“Young Researcher Award”對氚領域表現特別優秀的青年學生論文與報告進行獎勵。