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陈立新,赵柱民,江新标,朱磊,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 51-55
针对医院中子照射器I型堆（IHNI-1）的堆芯特点和运行工况，建立了适用于IHNI-1反应堆堆芯的热工分析模型，并对模型进行了验证。利用所建模型，计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数。最后分析了IHNI-1反应堆堆芯入口流量对堆芯出口温度的影响，同时给出了堆芯发生过冷沸腾时的功率计算结果。
基于MCNP和ORIGEN2耦合程序的IHNI-1型堆裂变产物中毒及燃耗分析
张信一,赵柱民,江新标,郭和伟,陈立新,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 69-71
为了准确地计算反应堆的裂变产物中毒和燃耗问题，开发了一套蒙特卡罗方法程序系统。采用堆芯精细结构划分，对医院中子照射器I型堆裂变产物中毒和燃耗进行了计算分析。
江新标,张文首,高集金,李义国,周永茂
《中国工程科学》 2009年 第11卷 第11期 页码 17-21
采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数，设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度，得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案，为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据
WIMS/CITATION在IHNI-1堆芯物理计算中的应用
赵柱民,张良,江新标,陈立新,朱养妮,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 38-41
建立了利用WIMS＋CITATION计算医院中子照射器I型堆堆芯中子学参数的模型，计算了堆芯的功率分布、 顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数，计算结果与文献数据一致，表明文章所建立的计算模型可用于医院中子照射器I型堆堆芯的物理计算。
关键词： 医院中子照射器I型堆 堆芯 中子 WIMS CITATION
张良,赵柱民,江新标,陈伟,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 47-50
关键词： 医院中子照射器I型堆 动态参数 缓发中子有效份额 中子代时间
W. Touran Nicholas,Gilleland John,T. Malmgren Graham,Whitmer Charles,H. Gates III William
《工程（英文）》 2017年 第3卷 第4期 页码 518-526 doi: 10.1016/J.ENG.2017.04.016
先进核反应堆可为全世界提供安全、清洁、可靠的电能。从概念设计前期，到详细设计工作、执照申请和电站运行等不同阶段，开发先进核反应堆对计算模型的依赖程度都非常高。一个综合性反应堆建模框架不仅可以实现无缝通信、连接、自动化和连续开发等功能，更可以极大地提高反应堆设计工作的能力和效率。此系统结合高性能计算系统之后，能够同时执行数千个集成的案例对整个系统进行敏感性分析，从而高效、可靠地评估各种设计，确定最优方案。TerraPower 公司开发了一款类似的工具，他们将其命名为“高级反应堆建模接口系统”（ARMI），并已将其应用于目前正在开发的TerraPower 行波反应堆设计及其他创新性能源产品的设计工作中本文综述了集成反应堆堆芯工程设计工具的情况和TerraPower 公司的生产实践情况。
毛晓明
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 14-16
作为中国核工程开发海外市场的旗舰，中原对外工程有限公司将项目开发作为发展引擎，在百万千瓦级核电项目开发、研究性核反应堆项目开发、多功能医院中子照射器开发研究及多用途模块式小型反应堆项目开发工作中不懈努力
中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展 Review
吴宜灿
《工程（英文）》 2016年 第2卷 第1期 页码 124-131 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.023
2011年，在中国科学院战略性先导专项“未来先进核裂变能——加速器驱动次临界嬗变系统”等项目的支持下，针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-I的概念设计，建成了KYLIN系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了反应堆冷却剂技术、关键组件、结构材料与燃料、反应堆运行与控制技术等铅铋反应堆关键技术的研发为验证及测试铅基堆关键组件和综合操作技术，正在开展铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V的建设。
关键词： 加速器驱动次临界系统 中国铅基反应堆 铅铋共晶 技术研发进展
江新标,朱养妮,赵柱民,陈立新,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 33-37
关键词： 医院中子照射器I型堆 超热中子束流 中子通量密度
陈荣江
《中国工程科学》 2020年 第22卷 第1期 页码 146-152 doi: 10.15302/J-SSCAE-2020.01.019
微型模块化反应堆（vSMR）因其陆战场能源保障的重大潜力而成为军事强国的关注热点，具有机动灵活、供能迅速、成本优势明显、安全性高等特征。本文从美国陆军发展vSMR 的历史过程入手，对当前具有代表性的vSMR方案进行了介绍；系统分析了基于vSMR 技术的移动反应堆电源（MNPP）在地面军事行动中的应用场景、使用方式、主要优势及挑战。
行波堆：设计与开发 Review
John Gilleland, Robert Petroski, Kevan Weaver
《工程（英文）》 2016年 第2卷 第1期 页码 88-96 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.024
行波堆为一次通过式燃料循环反应堆，其利用堆芯自增殖大大降低了对浓缩和后处理的需求。自增殖将次临界换料燃料转化为新的临界燃料，从而使增殖燃烧波得以扩散。行波堆最实用的体现就是能够在将核反应保持在同一位置的同时移动燃料——有时行波堆也被称为“驻波堆”。轻水反应堆卸出的乏燃料也可以作为行波堆的换料燃料。上述情况均无需后处理即可实现极高的燃料利用率和燃料废物量的显著降低。当换料燃料为贫化铀时，行波堆的最大优势得以实现，即在启动后，无需浓缩设施，就可维持最先启动的反应堆和一连串后续的反应堆的运行。本文总结了行波堆技术，包括它的发展计划及其进展，分析了行波堆的社会和经济效益。
压水堆熔融物堆内滞留策略：历史回顾与研究展望 Review
马卫民,元一单,Bal Raj Sehgal
《工程（英文）》 2016年 第2卷 第1期 页码 103-111 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.019
本文对广泛应用于第三代压水堆的严重事故缓解措施——熔融物堆内滞留(IVR)进行了历史回顾。IVR策略最早源自于第二代反应堆Lovissa VVER-440的改进设计，以应对堆芯熔化事故。随后，IVR策略被应用于许多新设计的反应堆，如西屋的AP1000、韩国的APR1400以及中国的先进压水堆CAP1400和华龙一号。对IVR策略有效性影响最大的因素分别为堆内堆芯熔化进程、熔融物加载于压力容器壁面的热流密度和压力容器外部冷却。对于堆芯熔化进程，过去人们一直仅关注压力容器下腔室内熔池的换热行为。但通过回顾与分析，本文认为堆内的其他现象，如堆芯的降级和迁移、碎片床的形成及其可冷却性以及熔池的动态形成过程等，可能也会对熔池的最终状态及其作用于下封头的热负荷产生影响。
基于WIMS和MCNP耦合程序的医院中子照射器I型堆燃耗计算
郭和伟,江新标,赵柱民,陈立新,张信一,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 64-68
关键词： 医院中子照射器I型堆 耦合程序 燃耗
朱养妮,江新标,赵柱民,张良,周永茂
《中国工程科学》 2012年 第14卷 第8期 页码 56-59
采用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了医院中子照射器I型堆（IHNI-1）热中子束流孔道出口处的等效平面源。对B堆芯进行了临界搜索计算，模拟计算了热中子束流孔道及出口处中子、γ的束流参数，应用等效平面源模型建立了BNCT等效中子、γ平面源。
关键词： 医院中子照射器I型堆 热中子束流孔道 等效中子平面源 等效γ平面源
标题 作者 时间 类型 操作
用于先进核反应堆综合设计的计算工具
W. Touran Nicholas,Gilleland John,T. Malmgren Graham,Whitmer Charles,H. Gates III William
期刊论文
京公网安备 11010502051620号
