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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。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。
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。
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
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。
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
胡亚蕾
《中国工程科学》 2005年 第7卷 第11期 页码 98-102
介绍了核电堆型发展的四个阶段和第一、二代核电堆型的发展历史；论述了第三代先进堆型的发展、设计特点和第四代先进堆的开发目标。
HPR1000：具备能动与非能动安全性的先进压水堆 Review
邢继,宋代勇,吴宇翔
《工程（英文）》 2016年 第2卷 第1期 页码 79-87 doi: 10.1016/J.ENG.2016.01.017
HPR1000是具有能动与非能动安全性的先进核电站。它是基于现有压水堆核电站成熟技术的渐进式设计，融合了包括采用177组CF3先进燃料组件的堆芯能动与非能动安全系统、全面的严重事故预防与缓解措施、强化的外部事件防护能力和改进的应急响应能力在内的先进设计特征针对关键的自主创新技术，如非能动系统、堆芯和主设备，研究人员已经开展了充分的试验验证。 HPR1000的设计满足国际上对先进轻水堆的用户要求以及最新的核安全要求，并且考虑了福岛事故的经验反馈。
王华亭,冯俊文,高朋,王健
《中国工程科学》 2007年 第9卷 第12期 页码 4-9
电力公司反应堆建设中的一个决策问题，是如何依据过去经验和试验结果来选取最优的建设方案。以某电力公司为例，应用评价网络理论，以反应堆建设的决策问题进行分析，给出了决策问题的具体表示和求解的详细过程。
王志光,姚存峰,秦芝,孙建荣,庞立龙,申铁龙,朱亚滨,崔明焕,魏孔芳
《中国工程科学》 2019年 第21卷 第1期 页码 39-48 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.006
加速器驱动次临界系统（ADS）由强流高能离子加速器、高功率散裂靶和次临界反应堆三大分系统组成。作为未来先进核裂变能——加速器驱动先进核能系统（ADANES）的重要组成部分，ADS装置的研发对推动我国能源革命、促进能源转型以及刺激核能行业创新发展具有重大作用。本文以ADANES研发为背景，阐述了ADS装置的研发现状、可能的发展趋势以及ADS部件对材料的需求，重点探讨了ADS装置中高功率散裂靶和次临界反应堆部件用关键材料的研发进展与存在问题，面临的发展机遇和挑战，最后提出了几点发展对策，力求助力我国ADS装置的建设与先进核裂变能技术创新，推动未来先进核裂变能的安全高效和可持续发展。
郑洁,余凡,朱军民,柳存根,王欣月,朱英富
《中国工程科学》 2023年 第25卷 第3期 页码 62-73 doi: 10.15302/J-SSCAE-2023.03.007
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。
孙颖,王和义,桑革,罗阳明,曹伟,刘云怒,熊义富
《中国工程科学》 2007年 第9卷 第5期 页码 1-6
基于建立的年处理10t重水的组合电解催化交换唱色谱分离（CECE-GC）实验系统，就含氘轻水提氘演示实验及利用含氚轻水进行含氚重水提氚模拟运行做了介绍。结果表明，240h含氚轻水的连续运行，CECE系统整体浓缩倍数约为4，电解池氕、氚分离因子约为10；8 m3/d色谱分离系统运行23h，可将10.5m3料气的90％中的氘贫化1000倍；氚储存系统运转正常。CECE-GC实验系统的建立，为重水提氚技术的进一步工程化提供了研究平台。
邢继, 荆春宁, 董业旻, 范黎
《工程（英文）》 2023年 第31卷 第12期 页码 31-36 doi: 10.1016/j.eng.2023.11.009
徐銤
《中国工程科学》 2008年 第10卷 第1期 页码 70-76
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
