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摘 要：长寿期小型压水堆设计，不仅要求具备较好的反应性补偿能力，同时应具有高燃耗深度。通过提高富集度和堆芯燃料转化，本文提出了一种长寿期小型压水堆堆芯设计方案，完成了概念设计并使用MCNP和ORIGEN程序对重要物理参数进行了计算分析。结果表明，基于MOX燃料的长寿期堆芯方案，具有较好的反应性控制能力，较高的燃耗深度和更长的燃耗寿期。
关键词：长寿期 小型压水堆 MOX燃料 MCNP ORIGEN
中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2019）07（b）-0118-06
Abstract： The design of a long-life small reactor requires not only better reactivity compensation capability， but also high burn-up depth. By improving fuel enrichment and conversion， this paper presents a design scheme for a long-life small pressurized water reactor core. The MCNP and ORIGEN programs were then used to calculate and analyze important physical parameters. The results show that the long-life core solution based on MOX fuel has better reactivity control ability， higher burnup depth and longer core life.
Key Words： Long life core; Small PWR; MOX Fuel; Burnup; MCNP; ORIGEN
相对于大型商用压水堆，小型压水堆由于体积小，系统简单，在偏远地区及海上供电具有较大优势。而长寿期堆芯可以减少换料次数，降低燃料成本，提高经济性。
现有小型压水堆[1，6]通常采用低富集度235U作为核燃料，换料周期相对较短;部分采用高富集度235U作核燃料的堆型，虽相对延长了堆芯寿期，但仍有较大的提升空间（见表1）。
本文旨在设计一种燃耗寿期更长，安全性更高，自然循环能力更强的小型压水堆，以满足经济性和安全性的需要。
1 长寿期堆芯特点和设计指标
1.1 长寿期堆芯特点
在长寿期小型压水堆设计中，为达到长寿期的目标，不仅要实现高燃耗，同时应达到最小的反应性随燃耗变化，减少对控制系统的要求。此外，提高自然循环能力，可以简化系统配置。
长寿期反应堆物理特点[2]：
（1）最大卸料燃耗深度100000MWd/t（U），平均燃耗深度达到50000MWd/t（U）。
（2）较小的反应性随燃耗变化。
（3）保证停堆裕量的同时，尽量简化反应性控制系统。
（4）保证堆芯具有负的温度系数。
（5）较大的停堆深度。
（6）燃耗末期较小的反应性惩罚。
1.2 长寿期堆芯设计指标
根据现有小型压水堆方案，文中提出了长寿期小型压水堆设计指标。反应堆功率100MW，设计压力16.5MPa，堆芯出口温度335℃，堆芯等效直径1400mm，活性区高度1400mm，235U富集度20%，换料周期达到40个月以上，设计寿命60年，平均燃耗深度达到100000MWd/t（U）以上（见表2）。
2 材料及栅距选择
2.1 燃料选择
为实现长寿期，文中采用235U富集度为20%的UO2作为燃料，但堆芯初始剩余反应性非常大，反应性控制存在难度。在PWR乏燃料中，存在部分吸收截面较大的锕系核素（231Pa、240Pu、241Am），且在吸收中子后可转化为易裂变核素[3]。
根据锕系核素燃耗特性，文中选取对反应性抑制较好且寿期末反应性惩罚较小的240Pu作为弥散型可燃毒物，并实现燃料增值。
文中采用PuO2与UO2均匀混合的MOX燃料，其中235U富集度20%，240Pu富集度10%。但高富集度燃料功率密度大，容易造成燃料芯块中心温度过高，文中采用Φ5燃料棒，以利于热工设计，降低芯块中心温度。燃料芯块直径4mm，气隙采用加壓He气尺寸0.25mm，包壳材料采用Zr-4合金，壁厚0.75mm（见图1）。
2.2 中子吸收体选择
大型压水堆通常采用B4C或Ag-In-Cd合金作为中子吸收材料，但B与中子反应会产生He气，导致燃料元件在高燃耗下肿胀，In元素在燃耗后期有较多残留，反应性惩罚太大，不满足长寿期堆芯反应性控制的需要。
根据相关研究，天然Hf元素较适合作为长寿期堆芯中子吸收材料，其在燃耗寿期末残留少，反应性惩罚小，特别是177Hf可以改善天然Hf元素的反应性惩罚，延长堆芯寿期。文中采用提高177Hf富集度的Hf元素作为中子吸收材料。 2.3 栅距选择
为保证反应堆具有负温度系数和较好的中子慢化能力，需计算水铀比，确定最佳栅格尺寸。文中计算了冷态和热态下水铀比从0.77～95的栅格增值因数（见图2）。水铀比在0.77～6区间内为稠密栅，具有正温度系数，且堆芯阻力较大，不利于自然循环的实现。水铀比在6～95区间内为稀疏栅，堆芯阻力小，利于自然循环的实现。其中水铀比6～36为欠慢化区，36～95为过慢化区。
为保证堆芯具有负温度系数，应在水铀比为6-36的欠慢化区选择。同时为保证堆芯具有较好的慢化能力，应尽量选择大栅距。在MOX燃料[5]装量不变的情况下，增大栅距也有利于提高循环长度。确定最佳水铀比为29.75，最佳栅距为12mm。栅格尺寸如图3所示。
2.4 长寿期堆芯方案
采用成熟的大型商用压水堆17×17截短型燃料组件，高度1400mm。燃料组件尺寸204mm×204mm。
全堆共37组燃料组件，其中17组控制棒组件，20组可燃毒物组件。其中A控制棒4组，B控制棒4组，C控制棒8组，S停堆棒4组（见图4）。其中，A/C作为主调节棒。
可燃毒物组件含256根燃料棒，32根毒物棒，1根仪表管。A/B/C控制棒组件含244根燃料棒，32根控制棒，12根毒物棒和1根仪表管。S控制棒组件含248根燃料棒，24根控制棒，16根毒物棒和1根仪表管。
3 长寿期堆芯特性分析
针对与堆芯性能、安全性密切相关的设计参数，如燃耗寿期、反应性控制能力等，从核设计角度进行分析评价。利于MCNP程序对长寿期堆芯方案进行建模（见图5），计算冷态和热态条件下反应性分配情况，同时计算是否满足卡棒准则。
3.1 反应性分配计算
表3给出了冷态零功率初始反应性分配，控制棒组总价值为23097pcm，可燃毒物总价值15371pcm，停堆深度8997pcm。
表4给出了热态零功率初始反应性分配，控制棒组总价值为28876pcm，可燃毒物总价值17390pcm。
3.2 卡棒准则
根据卡棒准则，最大价值一束棒卡在堆外，其余棒全插（包括停堆棒），保持堆芯次临界状态，同时考虑0.5%不确定性，即Keff<0.95。由于堆芯具有负温度系数，冷态条件下更容易出现临界事故，故针对冷态卡棒情况进行计算。
卡A组棒一束keff=0.99157，卡B控制棒一束Keff=0.98764，卡C组棒一束Keff=0.99293，卡S组棒一束Keff=0.97556，均满足卡棒准则要求（见表5）。
在满足卡棒准则的基础上，进行了冷态和热态条件下的临界棒位计算。其中A/C组为主控制棒，B组为补偿棒，以利于展平堆芯功率分布，降低功率峰因子（见表6）。
3.3 燃耗特性分析
采用MCNP与ORIGEN程序耦合，进行两步法循环燃耗计算。堆芯径向共分37个燃耗区，以燃耗寿期末Keff>1为设计准则，分别对100%UO2和不同Pu含量的MOX燃料装载进行100MW滿功率燃耗计算。
文中计算了三种不同Pu含量（6%/8%/10%）下的堆芯燃耗情况，随着燃料中Pu含量的增加，初始剩余反应性不断减小，反应性随燃耗变化也更加平缓。同时在燃耗末期的反应性惩罚较小，十分有利于简化控制系统设计。
6%Pu装载方案下，燃耗寿期达到1680EFPD，8%Pu装载方案下，燃耗寿期为1600EFPD，10%Pu装载方案下，燃耗寿期为1500EFPD。随Pu含量的增加，燃耗寿期略有减小。说明在现有堆芯方案下，存在最佳Pu含量，既能充分降低初始剩余反应性，又能保证燃耗后期较小的反应性惩罚，不降低堆芯寿期（见图6）。
6%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为115800MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到166400MWd/tU。8%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为109900MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到164200MWd/tU。10%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为103000 MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到158800 MWd/tU。均具有较高燃耗深度，远远超过50000 MWd/tU。
6%Pu含量下，235U利用率为45.5%，易裂变核素241Pu产量为18.66kg。8%Pu含量下，235U利用率为41.8%，易裂变核素241Pu产量为23.31kg。10%Pu含量下，235U利用率为39%，易裂变核素241Pu产量为27.5kg。由于Pu增加了对中子的吸收，故随Pu含量增加，235U利用率不断降低。
综合考虑以上因素，在现有堆芯方案下MOX燃料中Pu的最佳含量为8%～10%。为尽量降低初始剩余反应性，降低对控制系统的要求，文中选择了10%-Pu的装载方案。
3.4 长寿期堆芯方案
经以上计算，本文设计了一种长寿期堆芯方案，反应堆设计功率100MW，设计压力16.5MPa，冷却剂平均温度310℃，换料周期达到50个月，设计寿命60年。其余参数见表7。
堆芯寿期达到50个月，比表1中所列举的俄罗斯KLT-40S型反应堆的28个月还要长22个月。
堆芯平均燃耗深度达到了103000MWd/tU，远高于50000MWd/tU;同时，最大燃耗深度到达158800MWd/tU，远高于100000MWd/tU。燃料利用率约为38.5%，远高于现有压水堆。
堆芯初始剩余反应性约为1.1，这对减小控制棒价值，延长堆芯寿期非常有好处。
反应性变化：整个寿期内，反应性变化不仅非常小（ΔK约为0.1），而且十分平缓。在2～800EFPD，随燃耗进行，反应性几乎无变化，在800～1500EFPD区间内，反应性随燃耗进行缓慢下降，非常有利于简化控制系统设计。 用Pu做彌散型可燃毒物，所带来的反应性惩罚非常小，相比于无Pu状态，堆芯寿期仅仅减小约100EFPD，也就是说寿期仅降低了6.25%。
通过对以上结果的分析可知，此堆芯方案满足第2节提出的相关长寿期堆芯特性指标，并实现了第3节所述的预期堆芯设计目标。
4 结语
本文通过MOX燃料特性分析、棒元件正方形栅格分析、反应性分配计算、堆芯燃耗计算，给出了一种基于MOX燃料的长寿期堆芯设计方案，并得出以下结论。
（1）在高富集度燃料下，稀疏栅更有利于中子慢化及实现自然循环能力。对于压水堆装载富集度为20%的UO2燃料时，最佳水铀比约为30。
（2）用Pu作弥散型可燃毒物和可增值材料的MOX燃料，不仅能压低高富集度燃料堆芯装载下的初始剩余反应性，而且可使反应性随燃耗变化更加平缓，十分有利于简化控制系统设计。
（3）对于235U富集度为20%的UO2燃料，Pu的最佳含量约为8%～10%。
（4）采用10%Pu和20%235U的MOX燃料堆芯装载方案，具有较好的反应性分配能力，满足卡棒准则的要求，具有较高的安全性。
（5）采用MOX燃料堆芯装载方案，设计寿期可以达到1500EFPD，且反应性随燃耗变化非常平缓，表明MOX燃料是小型压水堆实现长寿期设计的重要技术途径。
致谢
本工作受国家重点研发计划（海洋核动力平台核动力装置技术研究：2017YFC0307800-06）资助。
参考文献
[1] STATUS OF SMALL AND MEDIUM SIZED REACTOR DESIGNS. A Supplement to the IAEA Advanced Reactors Information System （ARIS） .IAEA，2012，4-31.
[2] YU Gang-lin， WANG Kan. Physical Design of a Thorium Fuel-based Long Life Reactor Core.Nuclear Power Engineering， 2010，31（2）：116-120.
[3] Qiang Shenglong， Qin Dong， Chai Xiaoming， Yao Dong.The Research on Burnup Characteristic of Doping Burnable Posion in PWR. Nuclear Power Engineering， 2014，35（2）：1-4.
[4] Zheng Hongtao， Xia Bangyang， Xiao Peng， Li Songling.Research on Physical Properties of Long Life Core Using Thorium-Uranium Fuel. Nuclear Power Engineering， 2015，36（3）：1-5.
[5] CUO Zhi-peng，HUO Xiao-dong.Application Research of 100% MOX Fuel in Advanced PWRs.Atomic Energy Science and Technology， 2015，49：420-424.
[6] ZHANG Guo-xu，XIE Heng，XIE Fei. Overview of Design for Small Modular Pressurized Reactor.Atomic Energy Science and Technology， 2015，49：40-47.
关键词：长寿期 小型压水堆 MOX燃料 MCNP ORIGEN
中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2019）07（b）-0118-06
Abstract： The design of a long-life small reactor requires not only better reactivity compensation capability， but also high burn-up depth. By improving fuel enrichment and conversion， this paper presents a design scheme for a long-life small pressurized water reactor core. The MCNP and ORIGEN programs were then used to calculate and analyze important physical parameters. The results show that the long-life core solution based on MOX fuel has better reactivity control ability， higher burnup depth and longer core life.
Key Words： Long life core; Small PWR; MOX Fuel; Burnup; MCNP; ORIGEN
相对于大型商用压水堆，小型压水堆由于体积小，系统简单，在偏远地区及海上供电具有较大优势。而长寿期堆芯可以减少换料次数，降低燃料成本，提高经济性。
现有小型压水堆[1，6]通常采用低富集度235U作为核燃料，换料周期相对较短;部分采用高富集度235U作核燃料的堆型，虽相对延长了堆芯寿期，但仍有较大的提升空间（见表1）。
本文旨在设计一种燃耗寿期更长，安全性更高，自然循环能力更强的小型压水堆，以满足经济性和安全性的需要。
1 长寿期堆芯特点和设计指标
1.1 长寿期堆芯特点
在长寿期小型压水堆设计中，为达到长寿期的目标，不仅要实现高燃耗，同时应达到最小的反应性随燃耗变化，减少对控制系统的要求。此外，提高自然循环能力，可以简化系统配置。
长寿期反应堆物理特点[2]：
（1）最大卸料燃耗深度100000MWd/t（U），平均燃耗深度达到50000MWd/t（U）。
（2）较小的反应性随燃耗变化。
（3）保证停堆裕量的同时，尽量简化反应性控制系统。
（4）保证堆芯具有负的温度系数。
（5）较大的停堆深度。
（6）燃耗末期较小的反应性惩罚。
1.2 长寿期堆芯设计指标
根据现有小型压水堆方案，文中提出了长寿期小型压水堆设计指标。反应堆功率100MW，设计压力16.5MPa，堆芯出口温度335℃，堆芯等效直径1400mm，活性区高度1400mm，235U富集度20%，换料周期达到40个月以上，设计寿命60年，平均燃耗深度达到100000MWd/t（U）以上（见表2）。
2 材料及栅距选择
2.1 燃料选择
为实现长寿期，文中采用235U富集度为20%的UO2作为燃料，但堆芯初始剩余反应性非常大，反应性控制存在难度。在PWR乏燃料中，存在部分吸收截面较大的锕系核素（231Pa、240Pu、241Am），且在吸收中子后可转化为易裂变核素[3]。
根据锕系核素燃耗特性，文中选取对反应性抑制较好且寿期末反应性惩罚较小的240Pu作为弥散型可燃毒物，并实现燃料增值。
文中采用PuO2与UO2均匀混合的MOX燃料，其中235U富集度20%，240Pu富集度10%。但高富集度燃料功率密度大，容易造成燃料芯块中心温度过高，文中采用Φ5燃料棒，以利于热工设计，降低芯块中心温度。燃料芯块直径4mm，气隙采用加壓He气尺寸0.25mm，包壳材料采用Zr-4合金，壁厚0.75mm（见图1）。
2.2 中子吸收体选择
大型压水堆通常采用B4C或Ag-In-Cd合金作为中子吸收材料，但B与中子反应会产生He气，导致燃料元件在高燃耗下肿胀，In元素在燃耗后期有较多残留，反应性惩罚太大，不满足长寿期堆芯反应性控制的需要。
根据相关研究，天然Hf元素较适合作为长寿期堆芯中子吸收材料，其在燃耗寿期末残留少，反应性惩罚小，特别是177Hf可以改善天然Hf元素的反应性惩罚，延长堆芯寿期。文中采用提高177Hf富集度的Hf元素作为中子吸收材料。 2.3 栅距选择
为保证反应堆具有负温度系数和较好的中子慢化能力，需计算水铀比，确定最佳栅格尺寸。文中计算了冷态和热态下水铀比从0.77～95的栅格增值因数（见图2）。水铀比在0.77～6区间内为稠密栅，具有正温度系数，且堆芯阻力较大，不利于自然循环的实现。水铀比在6～95区间内为稀疏栅，堆芯阻力小，利于自然循环的实现。其中水铀比6～36为欠慢化区，36～95为过慢化区。
为保证堆芯具有负温度系数，应在水铀比为6-36的欠慢化区选择。同时为保证堆芯具有较好的慢化能力，应尽量选择大栅距。在MOX燃料[5]装量不变的情况下，增大栅距也有利于提高循环长度。确定最佳水铀比为29.75，最佳栅距为12mm。栅格尺寸如图3所示。
2.4 长寿期堆芯方案
采用成熟的大型商用压水堆17×17截短型燃料组件，高度1400mm。燃料组件尺寸204mm×204mm。
全堆共37组燃料组件，其中17组控制棒组件，20组可燃毒物组件。其中A控制棒4组，B控制棒4组，C控制棒8组，S停堆棒4组（见图4）。其中，A/C作为主调节棒。
可燃毒物组件含256根燃料棒，32根毒物棒，1根仪表管。A/B/C控制棒组件含244根燃料棒，32根控制棒，12根毒物棒和1根仪表管。S控制棒组件含248根燃料棒，24根控制棒，16根毒物棒和1根仪表管。
3 长寿期堆芯特性分析
针对与堆芯性能、安全性密切相关的设计参数，如燃耗寿期、反应性控制能力等，从核设计角度进行分析评价。利于MCNP程序对长寿期堆芯方案进行建模（见图5），计算冷态和热态条件下反应性分配情况，同时计算是否满足卡棒准则。
3.1 反应性分配计算
表3给出了冷态零功率初始反应性分配，控制棒组总价值为23097pcm，可燃毒物总价值15371pcm，停堆深度8997pcm。
表4给出了热态零功率初始反应性分配，控制棒组总价值为28876pcm，可燃毒物总价值17390pcm。
3.2 卡棒准则
根据卡棒准则，最大价值一束棒卡在堆外，其余棒全插（包括停堆棒），保持堆芯次临界状态，同时考虑0.5%不确定性，即Keff<0.95。由于堆芯具有负温度系数，冷态条件下更容易出现临界事故，故针对冷态卡棒情况进行计算。
卡A组棒一束keff=0.99157，卡B控制棒一束Keff=0.98764，卡C组棒一束Keff=0.99293，卡S组棒一束Keff=0.97556，均满足卡棒准则要求（见表5）。
在满足卡棒准则的基础上，进行了冷态和热态条件下的临界棒位计算。其中A/C组为主控制棒，B组为补偿棒，以利于展平堆芯功率分布，降低功率峰因子（见表6）。
3.3 燃耗特性分析
采用MCNP与ORIGEN程序耦合，进行两步法循环燃耗计算。堆芯径向共分37个燃耗区，以燃耗寿期末Keff>1为设计准则，分别对100%UO2和不同Pu含量的MOX燃料装载进行100MW滿功率燃耗计算。
文中计算了三种不同Pu含量（6%/8%/10%）下的堆芯燃耗情况，随着燃料中Pu含量的增加，初始剩余反应性不断减小，反应性随燃耗变化也更加平缓。同时在燃耗末期的反应性惩罚较小，十分有利于简化控制系统设计。
6%Pu装载方案下，燃耗寿期达到1680EFPD，8%Pu装载方案下，燃耗寿期为1600EFPD，10%Pu装载方案下，燃耗寿期为1500EFPD。随Pu含量的增加，燃耗寿期略有减小。说明在现有堆芯方案下，存在最佳Pu含量，既能充分降低初始剩余反应性，又能保证燃耗后期较小的反应性惩罚，不降低堆芯寿期（见图6）。
6%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为115800MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到166400MWd/tU。8%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为109900MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到164200MWd/tU。10%Pu含量下，寿期末堆芯平均燃耗深度为103000 MWd/tU，组件最大卸料燃耗深度达到158800 MWd/tU。均具有较高燃耗深度，远远超过50000 MWd/tU。
6%Pu含量下，235U利用率为45.5%，易裂变核素241Pu产量为18.66kg。8%Pu含量下，235U利用率为41.8%，易裂变核素241Pu产量为23.31kg。10%Pu含量下，235U利用率为39%，易裂变核素241Pu产量为27.5kg。由于Pu增加了对中子的吸收，故随Pu含量增加，235U利用率不断降低。
综合考虑以上因素，在现有堆芯方案下MOX燃料中Pu的最佳含量为8%～10%。为尽量降低初始剩余反应性，降低对控制系统的要求，文中选择了10%-Pu的装载方案。
3.4 长寿期堆芯方案
经以上计算，本文设计了一种长寿期堆芯方案，反应堆设计功率100MW，设计压力16.5MPa，冷却剂平均温度310℃，换料周期达到50个月，设计寿命60年。其余参数见表7。
堆芯寿期达到50个月，比表1中所列举的俄罗斯KLT-40S型反应堆的28个月还要长22个月。
堆芯平均燃耗深度达到了103000MWd/tU，远高于50000MWd/tU;同时，最大燃耗深度到达158800MWd/tU，远高于100000MWd/tU。燃料利用率约为38.5%，远高于现有压水堆。
堆芯初始剩余反应性约为1.1，这对减小控制棒价值，延长堆芯寿期非常有好处。
反应性变化：整个寿期内，反应性变化不仅非常小（ΔK约为0.1），而且十分平缓。在2～800EFPD，随燃耗进行，反应性几乎无变化，在800～1500EFPD区间内，反应性随燃耗进行缓慢下降，非常有利于简化控制系统设计。 用Pu做彌散型可燃毒物，所带来的反应性惩罚非常小，相比于无Pu状态，堆芯寿期仅仅减小约100EFPD，也就是说寿期仅降低了6.25%。
通过对以上结果的分析可知，此堆芯方案满足第2节提出的相关长寿期堆芯特性指标，并实现了第3节所述的预期堆芯设计目标。
4 结语
本文通过MOX燃料特性分析、棒元件正方形栅格分析、反应性分配计算、堆芯燃耗计算，给出了一种基于MOX燃料的长寿期堆芯设计方案，并得出以下结论。
（1）在高富集度燃料下，稀疏栅更有利于中子慢化及实现自然循环能力。对于压水堆装载富集度为20%的UO2燃料时，最佳水铀比约为30。
（2）用Pu作弥散型可燃毒物和可增值材料的MOX燃料，不仅能压低高富集度燃料堆芯装载下的初始剩余反应性，而且可使反应性随燃耗变化更加平缓，十分有利于简化控制系统设计。
（3）对于235U富集度为20%的UO2燃料，Pu的最佳含量约为8%～10%。
（4）采用10%Pu和20%235U的MOX燃料堆芯装载方案，具有较好的反应性分配能力，满足卡棒准则的要求，具有较高的安全性。
（5）采用MOX燃料堆芯装载方案，设计寿期可以达到1500EFPD，且反应性随燃耗变化非常平缓，表明MOX燃料是小型压水堆实现长寿期设计的重要技术途径。
致谢
本工作受国家重点研发计划（海洋核动力平台核动力装置技术研究：2017YFC0307800-06）资助。
参考文献
[1] STATUS OF SMALL AND MEDIUM SIZED REACTOR DESIGNS. A Supplement to the IAEA Advanced Reactors Information System （ARIS） .IAEA，2012，4-31.
[2] YU Gang-lin， WANG Kan. Physical Design of a Thorium Fuel-based Long Life Reactor Core.Nuclear Power Engineering， 2010，31（2）：116-120.
[3] Qiang Shenglong， Qin Dong， Chai Xiaoming， Yao Dong.The Research on Burnup Characteristic of Doping Burnable Posion in PWR. Nuclear Power Engineering， 2014，35（2）：1-4.
[4] Zheng Hongtao， Xia Bangyang， Xiao Peng， Li Songling.Research on Physical Properties of Long Life Core Using Thorium-Uranium Fuel. Nuclear Power Engineering， 2015，36（3）：1-5.
[5] CUO Zhi-peng，HUO Xiao-dong.Application Research of 100% MOX Fuel in Advanced PWRs.Atomic Energy Science and Technology， 2015，49：420-424.
[6] ZHANG Guo-xu，XIE Heng，XIE Fei. Overview of Design for Small Modular Pressurized Reactor.Atomic Energy Science and Technology， 2015，49：40-47.