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李冠兴,周邦新,肖岷,焦拥军,任忠鸣
《中国工程科学》 2019年 第21卷 第1期 页码 6-11 doi: 10.15302/J-SSCAE-2019.01.002
本文深入分析和研究了国内外压水堆燃料和材料技术，快堆及其他先进堆燃料技术以及核燃料循环相关材料技术发展的现状和趋势，提出了我国压水堆、快堆及其他先进堆核燃料与材料压水堆是我国21世纪相当长时间内核能发电及能源结构转型的主力堆型。作为压水堆发展重要支撑的核燃料及材料基本实现了国产化，但还没有实现品牌自主化。我国的快堆及快堆核燃料发展面临机遇和挑战，核燃料循环产业面临重大历史性发展机遇和巨大挑战。最后对我国的压水堆、快堆、其他先进堆型核燃料及材料，以及我国核燃料循环材料的发展提出了建议。
徐銤
《中国工程科学》 2008年 第10卷 第1期 页码 70-76
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。
刘成安,师学明
《中国工程科学》 2011年 第13卷 第3期 页码 24-28
简要论述了核能在我国能源发展战略中的地位及聚变－裂变混合堆在核能持续发展中的重要作用。对以不久将来即可实现的ITER聚变装置作驱动堆芯、天然铀水冷裂变系统作包层的混合堆做了细致的分析。这种混合堆型可以实现GWe级净电功率输出，年造钚1 656 kg，支持2.68个同功率压水堆电站对易裂变燃料的需要。初步的经济评估说明，混合堆电的成本是同功率压水堆电成本的1.67倍；而在不计燃料成本的情况下，混合堆与压水堆组合系统电的成本是同功率压水堆电成本的1.18倍。考虑到一般压水堆需消耗大量的天然铀，加上铀浓缩成本，混合堆与压水堆组合系统电的成本，与压水堆电的成本是可以相比拟的。
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。
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。
马洪琪,迟福东
《工程（英文）》 2016年 第2卷 第3期 页码 332-339 doi: 10.1016/J.ENG.2016.03.010
混凝土面板堆石坝直接利用当地材料，适应性强，经济优势明显，是西部地区一批拟建高坝的重点比选坝型。中国面板堆石坝技术取得了200 m 级高坝的成功经验，为250~300 m 超高面板堆石坝的发展提供了必要的技术储备条件。本文分析了中国及世界上主要200 m 级高面板堆石坝的成功经验及暴露的主要问题，论述了250~300 m 级超高面板堆石坝安全建设面临的主要技术问题和研究取得的最新进展，并提出了今后的研究重点和思路。
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
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
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
马洪琪
《中国工程科学》 2011年 第13卷 第12期 页码 4-8
系统总结了200ｍ级面板坝建设的主要经验与教训，对４座３００ｍ级面板坝典型工程进行了分析，提出了３００ｍ级面板坝需要研究的基础科学和关键技术问题。
钟登华,赵晨生,张平
《中国工程科学》 2011年 第13卷 第12期 页码 28-32
在对高心墙堆石坝坝面碾压系统进行全面分析的基础上，提出了以填筑单元为仿真单位的碾压施工仿真理论，建立了能够反映碾压过程中不确定因素的精细化仿真模型研究成果在糯扎渡心墙堆石坝工程的填筑单元中得到了应用，验证了方法的可靠性，对于大坝现场碾压施工具有指导意义，为工程进度控制和管理提供了技术支持。
濮继龙
《中国工程科学》 2008年 第10卷 第3期 页码 54-57
介绍了目前正在建设的岭澳核电站（二期）和辽宁红沿河核电站所采用技术——CPR1000的形成过程及其中的重要技术创新点。
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
