谢仲生的主要论文

发布网友发布时间：2022-05-10 03:47

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核动力工程技术遗传禁忌混合算法在WWER型压水堆换料优化中的应用，《中国学术期刊文摘》2008年第10期
遗传禁忌混合算法在WWER型压水堆换料优化中的应用，《上海交通大学学报》2007年第12期
加速器驱动快-热包层耦合次临界系统的性能研究，《核动力工程》2007年第1期
加速器驱动快/热耦合次临界系统的概念设计，《原子核物理评论》2006年第2期
基于通量展开节块法的六角形时-空动力学方程数值解，《西安交通大学学报》2006年第5期
通量展开节块法求解六角形几何三维多群中子扩散方程，《西安交通大学学报》2006年第1期
遗传算法在CANDU堆燃料管理中应用的研究，《核动力工程》2005年第6期
MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究，《核动力工程》2005年第6期
注量展开节块法求解三维六角形几何中子扩散方程，《核动力工程》2005年第5期
新型核辐射屏蔽材料的优化设计，《原子能科学技术》2005年第4期
通量展开节块法求解六角形几何二维中子扩散方程，《西安交通大学学报》2005年第7期
中子输运计算界面流方法的微扰计算，《核动力工程》2005年第3期
混合遗传算法在压水堆换料优化中的应用，《西安交通大学学报》2005年第5期
非线性迭代半解析节块法在CANDU堆燃料管理中的应用，《核科学与工程》2004年第4期
CANDU堆燃料管理程序的物理热工水力耦合和时均计算模型的改进，《核动力工程》2004年第6期
输运-燃耗程序系统及ADS基准题的计算，《核动力工程》2004年第5期
六角形组件均匀化参数计算程序TPFAP-HEX的验证及其对WWER反应堆的应用，《核科学与工程》2004年第1期
秦山三期CANDU堆应用稍浓铀的研究，《核动力工程》2004年第2期
蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算，《核科学与工程》2003年第4期
三维六角形组件压水堆堆芯燃料管理计算及程序系统研究，《核动力工程》2003年第6期
耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-IV，《核动力工程》2003年第5期
CANDU堆应用RU的PWR/CANDU联合核燃料循环的研究，《核动力工程》2003年第5期
西安脉冲堆堆芯燃料管理正交优化计算，《计算物理》2003年第5期
秦山3期坎杜堆先进燃料循环的研究，《西安交通大学学报》2003年第9期
蒙特卡罗方法在反应堆物理计算中的应用，《核科学与工程》2003年第2期
先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制，《西安交通大学学报》2003年第5期
非线性迭代半解析节块方法在压水堆燃料管理计算中的应用，《核科学与工程》2003年第1期
应用于加速器驱动次临界系统的程序开发，《西安交通大学学报》2003年第3期
多群输运—燃耗耦合蒙特卡罗计算，《计算物理》2003年第1期
主要论著：
PWR/CANDU联合核燃料循环研究，《核科学与工程》2002年第3期
特征γ谱蒙特卡罗模拟方法的改进，《计算物理》2002年第3期
高通量工程试验堆临界蒙特卡罗计算，《核科学与工程》2002年第1期
反应堆临界—燃耗耦合蒙特卡罗计算，《原子能科学技术》2002年第2期
界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布，《核动力工程》2002年第2期
三维压水堆燃料管理程序CSIM—3，《核动力工程》2001年第4期
MC程序并行设计及提高加速比措施，《计算物理》2001年第2期
压水堆六角形燃料组件均匀化计算软件包TPFAP—HEX，《核科学与工程》2001年第1期
穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布，《原子能科学技术》2001年第1期
碳氧比能谱测井的蒙特卡罗模拟，《地球物理学报》2001年第z1期
MCMGP3三维多群P3近似蒙特卡罗中子输运程序基准检验，《计算物理》2000年第5期
对称性及多群中子扩散方程数值解，《物理学报》2000年第10期
基于对称性原理的三维六角形几何解析节块法，《核科学与工程》2000年第3期
关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究，《核动力工程》2000年第1期
六角形轻水堆组件中子通量密度分布的计算，《核科学与工程》2000年第1期
非线性迭代方法在中子扩散计算中的应用，《核动力工程》2000年第3期
燃料组件内燃细功率的重构，《西安交通大学学报》2000年第5期
对称性及多群中子扩散方程数值解，物理学报，Vol.49,49,No.10,2000. (SCI 收录)。
A3-dMultigroup P3 MC Code and its Benchmarks, Journal of Nuclear Science and Technology,Vol.37,No.7,2000.(SCI收录)
A Discrete Ordinates Nodal Method for 1- D Neutron Transport Calculation in Curvilinear Geometries,Nuclear Science and Engineering, Vol.133,350-357,1999.( SCI收录)
Parallelization of MCNP Neutron and Photo Transport Code in parallel Virtual Machine and Message passing Interface, J.of Nuclear Science and Tech.., Vol.36,No.7,1999. (SCI收录)
The Green's Function Nodal Expansion Method for LWR Reactor Diffusion Calcula- tion,Nuclear Science and Engineering, Vol.121,130-135. ( SCI收录)