谢金森｜南华大学｜学者主页

2026

A positivity-constrained physics-informed Kolmogorov–Arnold network for stability-oriented source-intensity inversion in nuclear contaminant transport

Likai Luo, Pei Nie, Jinsen Xie, 欧阳纯萍, Yongbin Liu, Jie Li

Reliability Engineering & System Safety

DOI

2026

Study on Neutronic Performance Evaluation Method of Burnable Poisons

Xuan Pan, Yucheng Ding, Jinsen Xie

Applied Sciences

DOI

2026

A Study on the Optimization of Burnable Poison Material Combinations for Small Long-Lifetime Pressurized Water Reactor Assemblies Based on NSGA-III

Yucheng Ding, Jinsen Xie

Energies

DOI

2026

Feasibility of target current pulse counting method for output dose measurement on the trilogy accelerator: dose quasi-quantization and real-time monitoring

Daming Li, Zhe Zhang, Biao Zeng, Jinsen Xie

Physica Medica

DOI

2025

基于LSTM神经网络的核电厂瞬态参数预测与故障诊断研究

刘涛，谢金森

《核动力工程》

DOI

2025

基于萤火虫算法优化BP神经网络的核电厂故障参数预测

刘涛，谢金森，邓年彪，陈鹏宇，吴智强，张二品，于涛

《核科学与工程》

DOI

2025

Quantitative assessment for core power flexible switching control system of small PWR with uncertainty analysis framework

Xiaoyu Li, Chong Guo, Xiao Shi, Jinsen Xie, Wenjie Zeng, Tao Yu

Progress in Nuclear Energy

DOI

2025

Research on leakage and migration behavior of 87Kr/135mXe in the Molten Salt Reactor containment

Honghua Peng, Guifeng Zhu, Zhihong Zhang, Jun Cai, Defeng Chen, Qiang Qin, Jinsen Xie

Progress in Nuclear Energy

DOI

2025

Multi-function and generalized intelligent code-bench based on Monte Carlo method (MagicMC) for nuclear applications

Zhen-Ping Chen, Aikou Sun, Jichong Lei, Chengwei Liu, Yi-Qing Zhang, Chao Yang, Jinsen Xie, Tao Yu

Nuclear Science and Techniques

DOI

2024

长寿期小型棒控压水堆控制棒方案研究

吴智强，谢金森，娄磊，陈鹏宇，刘涛，邓年彪，于涛

《核技术》

2024

小型压水堆功率控制系统堆芯换热系数不确定性量化研究

曾文杰，厉晓玉，谢金森，赵守智

《核科学与工程》

2024

基于长寿期压水堆的新型可燃毒物材料组合研究

童吉，曲泠怡，谢金森，徐士坤，于涛

《核动力工程》

2024

反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究

郭树伟，陈珍平，江新标，李达，张科营，张信一，王立鹏，谢金森，于涛

《核技术》

2024

Development and verification of the higher-order mode neutron flux calculation code HARMONY2.0

Erpin Zhang, Zining Ni, Nianbiao Deng, Jinsen Xie, Yong Liu, Tao Yu

Nuclear Science and Techniques

DOI

2024

Research on Data-Driven Methods for Solving High-Dimensional Neutron Transport Equations

Zhiqiang Peng, Jichong Lei, Zining Ni, Tao Yu, Jinsen Xie, Jun Sik Hong, Hong Hu

Energies

DOI

2024

RBF-based event-triggered fixed-time stable and chattering-free controller for load following of the pressurized water reactor

Hongliang Liu, Wenjie Zeng, Jinsen Xie, Run Luo

Energy

DOI

2024

Numerical study on two-phase flow instability in multi-parallel channels of helical-coiled once-through steam generator of lead-cooled fast reactor

Guan-Hua Qian, Yanan Zhao, Xu Wang, Pengcheng Zhao, Jinsen Xie, Tao Yu

Nuclear Engineering and Technology

DOI

2024

Development and Verification of Neutron Kinetics Parameter Calculation Program Applicable to Subcritical Systems of Long-Life Reactors

Shikun Xu, Lingyi Qu, Tao Yu, Jinsen Xie, Ji Tong, Zining Ni, Nianbiao Deng, Hiroshi Watabe

Nuclear Technology

DOI

2024

Research on the Measurement Method of the Prompt Neutron Decay Constant Based on LHS-DMD-Rossi-Alpha

Junguang Li, Jinsen Xie, Nianbiao Deng, Erpin Zhang, Zhiqiang Wu, Ji Tong, Tao Yu

Energies

DOI

2024

Performance of different absorber materials and move-in/out strategies for the control rod in small rod-controlled pressurized water reactor: A study based on KLT-40 model

Zhiqiang Wu, Jinsen Xie, Pengyu Chen, Yingjie Xiao, Zining Ni, Tao Liu, Nianbiao Deng, Aikou Sun, Tao Yu

Nuclear Engineering and Technology

DOI

2023

高能电子加速器屏蔽体轻量化模拟设计

吴适杰，谢金森，冀东，苏晓书，乔宇洁，熊超凡

《核电子学与探测技术》

2023

基于科研赋能核工程专业人才创新实践能力培养的探索与实践

杨超，于涛，谢金森，陈珍平，伍海彪

《大学教育》

2023

不同燃耗计算模型对商用压水堆乏燃料组件核素成分的影响分析

陈熙荣，谢金森，于涛，倪梓宁，邓年彪，邵增，谢浩然

《强激光与粒子束》

2023

激光聚变冲击波实验用靶及制备方法

谢浩然，谢金森，吴智强，李禹昆，刘涛，陈鹏宇，于涛

《核电子学与探测技术》

2023

Quantitative Analysis Study of Effects of Nuclide Concentration Uncertainties on Biases and Bias Uncertainties in Criticality Calculation Method

Zining Ni, Xirong Chen, Jinsen Xie, Muhammad Abdul Wasaye, Tao Yu

Energies

DOI

2023

The Influence Mechanism of Neutron Kinetics of the Accelerator-Driven Subcritical Reactor Based on the Fast/Thermal Neutron Spectra by Monte Carlo Homogenization Method

Nianbiao Deng, Chao Xie, Cheng Hou, Zhulun Li, Jinsen Xie, Tao Yu

Energies

DOI

2023

Effect of KLT-40S Fuel Assembly Design on Burnup Characteristics

Zedong Zhou, Jinsen Xie, Nianbiao Deng, Pengyu Chen, Zhiqiang Wu, Tao Yu

Energies

DOI

2023

Effect of Higher-Order Harmonics on the Steady-State Neutron Flux in Accelerator-Driven Subcritical Reactors

Zining Ni, Jinsen Xie, Muhammad Abdul Wasaye, Erpin Zhang, Tao Yu

International Journal of Energy Research

DOI

2023

Fault Diagnosis of Nuclear Power Plant Based on Sparrow Search Algorithm Optimized CNN-LSTM Neural Network

Chunyuan Zhang, Pengyu Chen, Fangling Jiang, Jinsen Xie, Tao Yu

Energies

DOI

2023

A fast sampling algorithm for energy-angle distributions of bremsstrahlung photon for radiotherapy applications

Muhammad Abdul Wasaye, Tao Yu, Jinsen Xie, Zhenping Chen, Zining Ni

Journal of the Korean Physical Society

DOI

2023

The Influence Mechanism of Space-Time Kinetics of ADS Subcritical Reactor under Beam Transients

Nianbiao Deng, Dexin Ding, Jinsen Xie, Tao Yu, Cheng Hou

International Journal of Energy Research

DOI

2023

Design and implementation of cloud platform for nuclear accident simulation

Pengyu Chen, Xirong Chen, Jinsen Xie, Wenbin Xiong, Tao Yu

Frontiers in Energy Research

DOI

2022

小型压水堆堆芯功率模糊控制研究

曾文杰，姜庆丰，李楚豪，梁乐华，赵守智，谢金森

《核科学与工程》

2022

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

郭树伟，陈珍平，江新标，李达，张信一，王立鹏，胡田亮，谢金森，于涛

《核动力工程》

2022

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

倪梓宁，于涛，谢金森，陈熙荣，黄干，黄浩，陈珍平，赵鹏程，雷济充

《原子能科学技术》

2022

核反应堆结构材料网格精细活化分析研究

李雷鸣，江书益，陈珍平，苑旭东，杨超，谢金森，于涛

《核技术》

2022

长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

徐士坤，于涛，谢金森，李满仓，王连杰

《原子能科学技术》

2022

基于OpenMC的瞬发中子衰减常数计算模块开发与验证

李铸伦，谢金森，徐士坤，邓年彪，苑旭东，于涛

《原子能科学技术》

2022

Development and Validation of a Nuclear Power Plant Fault Diagnosis System Based on Deep Learning

Bing Liu, Jichong Lei, Jinsen Xie, Jian‐Liang Zhou

Energies

DOI

2022

PCTran-Cloud: an Accident Simulator for Nuclear Power Plants Based on Cloud Technology

Xirong Chen, Pengyu Chen, Jinsen Xie, Wenbin Xiong, Yanan Zhao, Wenjie Zeng, Tao Yu

International Conference on Artificial Intelligence and Advanced Manufacturing (AIAM)

DOI

2022

Uncertainty propagation analysis of ionization chamber sensitivity in core power control system of a small PWR

Chuhao Li, Lehua Liang, Yang Hu, Yongqi Yu, Wenjie Zeng, Chao Yang, Tao Yu, Jinsen Xie

Annals of Nuclear Energy

DOI

2022

Research on the Preliminary Prediction of Nuclear Core Design Based on Machine Learning

Jichong Lei, Zhenping Chen, Jiandong Zhou, Chao Yang, Changan Ren, Wei Li, Chao Xie, Zining Ni, Gan Huang, Leiming Li, Jinsen Xie, Tao Yu

Nuclear Technology

DOI

2021

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

苑旭东，马辉强，陈珍平，郭树伟，谢金森，杨超，于涛

《核动力工程》

DOI

2021

压水堆套娃式分离型可燃毒物反应性控制特性研究

姚磊，谢金森，于涛，徐士坤，夏羿，邓年彪

《核动力工程》

DOI

2021

新工科背景下核安全人才培养创新平台建设的改革探索与实践

赵鹏程，刘紫静，于涛，王振华，谢金森，陈珍平

《中国电力教育》

DOI

2021

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

徐士坤，于涛，谢金森，刘金聚

《原子能科学技术》

2021

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

夏羿，谢金森，徐士坤，于涛，姚磊，邓年彪，李满仓

《原子能科学技术》

2021

长寿期板状压水堆组件可燃毒物装载形式选型研究

徐士坤，于涛，谢金森，李满仓，夏羿，姚磊

《核动力工程》

2021

基于数据挖掘技术的组件核子密度预测研究

雷济充，谢金森，于涛，周剑东，陈珍平，赵鹏程，谢超，倪梓宁

《核动力工程》

DOI

2021

核工程类人才培养“三融一体”改革与实践

赵鹏程，刘紫静，于涛，曾文杰，谢金森，陈珍平

《中国电力教育》

DOI

2021

核电厂模拟机气动阀仿真设计

雷济充，谢金森，于涛，周剑东

《核电子学与探测技术》

2021

Modelling and simulation of the primary system for a small lead-cooled fast reactor with a ratio of core power to flow

Yang Hu, Lehua Liang, Chuhao Li, Xiaoyu Li, Wenjie Zeng, Jinsen Xie

Annals of Nuclear Energy

DOI

2021

Selection of burnable poison in plate fuel assembly for small modular marine reactors

Shikun Xu, Tao Yu, Jinsen Xie, Zhulun Li, Yi Xia, Lei Yao

Nuclear Engineering and Technology

DOI

2021

Burnable Poison Selection and Neutronics Analysis of Plate Fuel Assemblies

Shikun Xu, Tao Yu, Jinsen Xie, Lei Yao, Zhulun Li

Frontiers in Energy Research

DOI

2021

A multi-level fuzzy switching control method based on fuzzy multi-model and its application for PWR core power control

Wenjie Zeng, Qingfeng Jiang, Yinuo Liu, Jinsen Xie, Tao Yu

Progress in Nuclear Energy

DOI

2021

Prediction of burn‐up nucleus density based on machine learning

Jichong Lei, Jiandong Zhou, Yanan Zhao, Zhenping Chen, Pengcheng Zhao, Chao Ying Xie, Zi‐Ning Ni, Tao Yu, Jinsen Xie

International Journal of Energy Research

DOI

2021

Dynamic Characteristics of Accelerator-Driven Subcritical Reactor With Self-Adapting Multi-Mode Core Few-Group Constants

Nianbiao Deng, Jinsen Xie, Cheng Hou, Wenjie Zeng, Zhenping Chen, Tao Yu, Pengcheng Zhao, Zijing Liu, Chao Ying Xie, Qin Xie

Frontiers in Energy Research

DOI

2021

Core power control of a space nuclear reactor based on a nonlinear model and fuzzy-PID controller

Wenjie Zeng, Qingfeng Jiang, Yinuo Liu, Shoujun Yan, Guangchun Zhang, Tao Yu, Jinsen Xie

Progress in Nuclear Energy

DOI

2020

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

赵鹏程，刘紫静，于涛，刘佩琪，谢金森，陈珍平

《核动力工程》

DOI

2020

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

姜庆丰，谢金森，曾文杰，陈乐至

《核动力工程》

DOI

2020

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

曾文杰，朱伟聪，谢金森，姜庆丰，于涛

《原子能科学技术》

2020

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

姜庆丰，曾文杰，于涛，谢金森，陈乐至

《核动力工程》

DOI

2020

锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究

于涛，刘金聚，谢金森，谢芹，陈珍平，赵鹏程，刘紫静，曾文杰，徐士坤

《核动力工程》

DOI

2020

基于多节点模型的液态熔盐堆堆芯功率控制

姜庆丰，曾文杰，谢金森，朱伟聪

《核科学与工程》

2020

基于微分方程组的液态熔盐堆堆芯出口温度控制

曾文杰，姜庆丰，谢金森，于涛

《核科学与工程》

2020

一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究

王天石，赵鹏程，刘紫静，谢金森

《核技术》

2020

对SINBAD屏蔽基准题实验的模拟验证

黄浩，谢芹，于涛，谢金森，陈珍平，侯丞，苏适

《核动力工程》

2020

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

周剑东，谢金森，曾文杰，于涛，陈珍平，赵鹏程，谢芹，刘紫静，谢超

《原子能科学技术》

2020

基于模糊多模型的堆芯功率控制

曾文杰，姜庆丰，谢金森，于涛

《原子能科学技术》

2020

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

刘紫静，赵鹏程，任广益，柯国土，于涛，谢金森，陈珍平，何丽华，谢芹，曾浩

《原子能科学技术》

2020

环形燃料芯块一维稳态温度场计算方法研究

马辉强，于涛，陈珍平，赵鹏程，谢金森，刘紫静，刘建星，雷洲阳，何清玲

《核技术》

2020

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

刘紫静，赵鹏程，张斌，于涛，谢金森，陈珍平，孙宇蒙

《原子能科学技术》

2020

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

陈珍平，郭倩，于涛，张震宇，马辉强，谢金森

《核动力工程》

DOI

2020

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)的初步验证

苑旭东，周剑东，谢金森，陈珍平，郭倩，于涛

《南华大学学报(自然科学版)》

DOI

2020

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

夏羿，徐士坤，谢金森，刘金聚，于涛，吴菱艳

《南华大学学报(自然科学版)》

DOI

2020

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与初步验证

马辉强，苑旭东，于涛，陈珍平，谢金森，吴菱艳

《南华大学学报(自然科学版)》

DOI

2020

可燃毒物布置方式的反应性波动特性研究

徐士坤，于涛，谢金森，刘金聚，夏羿

《南华大学学报(自然科学版)》

DOI

2020

Cosine软件包组件参数程序Coslatc燃耗功能的验证

雷济充，谢金森，于涛，周剑东，李玥航，苑旭东

《南华大学学报(自然科学版)》

DOI

2020

Neutronic design and dynamic analysis of a 450 MWth graphite molten salt reactor core

Jinsen Xie, Tianyu Hui, Yinuo Liu, Wenjie Zeng, Guangchun Zhang

Annals of Nuclear Energy

DOI

2020

Code development on steady-state thermal-hydraulic for small modular natural circulation lead-based fast reactor

Pengcheng Zhao, Zijing Liu, Tao Yu, Jinsen Xie, Zhenping Chen, Chong Shen

Nuclear Engineering and Technology

DOI

2020

Dynamic simulation of CIADS core power control based on the duty ratio of the proton beam

Wenjie Zeng, Tianyu Hui, Jinsen Xie, Tao Yu

Progress in Nuclear Energy

DOI

2020

Multi-objective optimization strategies for radiation shielding design with genetic algorithm

Zhenping Chen, Zhenyu Zhang, Jinsen Xie, Qian Guo, Tao Yu, Pengcheng Zhao, Zijing Liu, Chao Ying Xie

Computer Physics Communications

DOI

2020

LQG/LTR controller with simulated annealing algorithm for CIADS core power control

Wenjie Zeng, Jin-Yang Li, Tianyu Hui, Jinsen Xie, Tao Yu

Annals of Nuclear Energy

DOI

2020

An IMC-PID controller with Particle Swarm Optimization algorithm for MSBR core power control

Wenjie Zeng, Weicong Zhu, Tianyu Hui, Lezhi Chen, Jinsen Xie, Tao Yu

Nuclear Engineering and Design

DOI

2020

A functional variable universe fuzzy PID controller for load following operation of PWR with the multiple model

Wenjie Zeng, Qingfeng Jiang, Jinsen Xie, Tao Yu

Annals of Nuclear Energy

DOI

2020

Core outlet fuel temperature control of liquid molten salt reactor during load following operation

Wenjie Zeng, Qingfeng Jiang, Jinsen Xie, Tao Yu

Progress in Nuclear Energy

DOI

2019

数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究——以南华大学为例

赵鹏程，刘紫静，于涛，谢金森，陈珍平，曾文杰

《兰州职业技术学院学报》

2019

压水堆不同尺寸的破口失水事故分析

刘佩琪，赵鹏程，于涛，谢金森，陈珍平，谢超，刘紫静，曾文杰

《核技术》

2019

基于改进多区delta-tracking方法的蒙特卡罗中子输运跟踪与临界计算验证

陈珍平，谢金森，郭倩，张震宇，谢超，于涛

《原子能科学技术》

2019

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

杜尚勉，曾文杰，于涛，陈乐至，谢金森

《核动力工程》

DOI

2019

核反应堆堆芯模糊多模型仿真系统开发与应用

陈乐至，曾文杰，于涛，谢金森，杜尚勉，罗润

《核动力工程》

DOI

2019

基于外中子源强度的ADS次临界堆堆芯功率控制

惠天宇，罗润，曾文杰，谢金森，姜庆丰

《核技术》

2019

基于状态空间模型的压水堆控制棒仿真实验

曾文杰，陈乐至，杜尚勉，罗润，谢金森

《实验技术与管理》

DOI

2019

A fuzzy-PID composite controller for core power control of liquid molten salt reactor

Wenjie Zeng, Qingfeng Jiang, Jinsen Xie, Tao Yu

Annals of Nuclear Energy

DOI

2019

Metaheuristic optimization method for compact reactor radiation shielding design based on genetic algorithm

Zhenping Chen, Zhenyu Zhang, Jinsen Xie, Qian Guo, Tao Yu

Annals of Nuclear Energy

DOI

2018

模块化2D/1D耦合特征线法MMOC程序开发及验证

刘紫静，李雪辉，谢金森，于涛，陈珍平，赵鹏程，谢芹，何丽华

《原子能科学技术》

2018

“新工科”背景下地方高校《核反应堆物理分析》课程教学的改革与实践——基于仿真实验教学的视角

陈珍平，郭倩，谢金森，于涛，王振华

《高教学刊》

2018

虚拟仿真实验室在核工程与核技术专业人才培养中的优势

谢金森，汤凌志，曾文杰

《价值工程》

2018

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

邓年彪，于涛，谢金森，赵文博，谢芹，陈珍平，赵鹏程，刘紫静，曾文杰

《核动力工程》

2018

TRU燃料热谱MSR定期换料及嬗变特性数值研究

于涛，谢金森，赵文博，陈珍平，谢芹，刘紫静

《核动力工程》

2018

基于虚拟仿真技术的核工程与核技术专业网络实验课程建设

曾文杰，谢芹，谢金森

《教育教学论坛》

2018

动态参数形状函数和权重函数对加速器驱动次临界反应堆中子动力学的影响

侯丞，于涛，谢金森，曾文杰，陈珍平，谢芹，刘紫静，赵鹏程，何丽华

《核技术》

2018

一维平板外源驱动次临界系统动态参数权重函数研究

于涛，侯丞，谢金森，曾文杰，陈珍平

《南华大学学报(自然科学版)》

2018

多功能辐射输运模拟仿真平台开发与初步应用

陈珍平，谢金森，郭倩，谢芹，张震宇，赵鹏程，谢超，于涛

《南华大学学报(自然科学版)》

2018

Neutronic study of utilization of discrete thorium-uranium fuel pins in CANDU-6 reactor

Nianbiao Deng, Tao Yu, Jinsen Xie, Zhenping Chen, Xie Qin, Pengcheng Zhao, Liu Zijing, Wenjie Zeng

Nuclear Engineering and Technology

DOI

2018

Physics-oriented optimization strategy for the energy lookup algorithm in continuous energy Monte Carlo neutron transport simulation

Zhenping Chen, Jinsen Xie, Qian Guo, Xie Qin, Zijing Liu, Wenjie Zeng, Chao Xie, Pengcheng Zhao, Tao Yu

Computer Physics Communications

DOI

2017

HARMONY程序计算中子扩散方程高阶λ本征值问题的基准验证

谢金森，陈珍平，谢芹，曾文杰，刘紫静，何丽华，于涛

《原子能科学技术》

2017

基于蜕变测试的热传导程序的验证测试研究

闫仕宇，阳小华，李萌，谢金森

《核科学与工程》

2017

特征线几何预处理方法比较

李雪辉，刘紫静，谢金森，于涛，陈珍平，谢芹，曾文杰，何丽华

《核技术》

2017

OBE导向下核工程专业本科毕业论文实践教学模式探究与思考

陈珍平，郭倩，谢金森，刘紫静，谢芹

《高教学刊》

2017

基于“卓越工程师计划”的核工程与核技术专业实践教学研究

刘紫静，赵鹏程，于涛，何丽华，谢金森，李小华

《南昌师范学院学报》

2017

基于OpenMC执行码的编译检测及临界基准验证

苏适，谢芹，陈珍平，谢金森，曾文杰，刘紫静，赵鹏程，何丽华，于涛

《核技术》

2017

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

赵文博，谢金森，谢芹，陈珍平，曾文杰，刘紫静，何丽华，于涛

《核技术》

2017

ADS稳态中子注量率高阶谐波重构的理论研究

谢金森，陈珍平，于涛，谢芹，曾文杰，刘紫静，何丽华

《核动力工程》

2017

基于改进AFAL分析法的核电厂仪表校验周期延长研究

陈云，赵立宏，于涛，何丽华，刘紫静，谢金森

《核动力工程》

2017

基于基准题的中子扩散程序蜕变测试验证方法

阳小华，闫仕宇，李萌，于涛，谢金森，刘朝晖，刘华

《原子能科学技术》

2017

核反应堆堆芯瞬态分析课程设计实践研究

曾文杰，王海，程品晶，谢金森

《价值工程》

2017

“核电厂系统与设备”课程研究型教学模式的探索与实践

曾文杰，王海，何丽华，程品晶，谢金森

《高教学刊》

2017

高校核专业虚拟仿真实验教学建设探索——问题与对策

曾文杰，谢金森，程品晶，王振华，于涛

《教育教学论坛》

2017

基于惰性基质燃料PWR嬗变技术研究

于涛，谢金森，刘紫静，武祥，陈珍平，谢芹，曾文杰，赵鹏程

《中国核电》

2017

蒙特卡罗中子输运计算中弥散型颗粒燃料的子网格随机模型研究

陈珍平，谢金森，郭倩，谢芹，刘紫静，谢超，于涛

《南华大学学报(自然科学版)》

2016

乏燃料贮存燃耗信任制计算的敏感元素分析

肖盾，于涛，谢金森，谢芹，何丽华

《核电子学与探测技术》

2016

DRAGON程序加载WLUP数据库处理钍基燃料的基准题计算验证

张庚，于涛，谢金森，李志锋，刘紫静

《原子能科学技术》

2016

基于隐式重启Arnoldi算法一维平板堆λ和瞬发α本征值问题谐波计算分析

谢金森，赵守智，于涛，陈珍平，谢芹，刘紫静，曾文杰，何丽华

《南华大学学报(自然科学版)》

2016

AP1000乏燃料池临界安全及影响因素初步研究

张佳，于涛，谢金森，谢芹

《南华大学学报(自然科学版)》

2016

PWR堆芯动态特性的SIMULINK仿真计算及界面设计

何丽华，谢金森，刘紫静，谢芹，郑平卫

《新型工业化》

2016

核电厂系统及设备网络课程建设的探索与实践

何丽华，李小华，谢金森，刘紫静，谢芹，曾文杰

《南昌师范学院学报》

2015

基于RELAP5的典型压水堆再淹没壁面蒸汽对流换热模型研究

吕莉，于涛，余红星，吴丹，谢金森，彭欢欢

《核动力工程》

2015

不同固体慢化剂对“花”型快谱超临界水冷堆中子学性能的影响分析

于涛，李志峰，彭红花，谢金森

《核动力工程》

2015

IMF燃耗特性与次锕系核素产量分析

武祥，于涛，谢金森，李志峰，刘紫静，陈昊威

《原子能科学技术》

2015

核工程与核技术专业工程应用型人才培养的课程设计教学改革与实践

何丽华，屈国普，李小华，谢金森，刘紫静

《兰州职业技术学院学报》

2015

99Tc靶件中子学特性及释热率特点的初步研究

贾晓淳，于涛，谢金森

《南华大学学报(自然科学版)》

2015

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

谢芹，谢金森，曾文杰，何丽华，刘紫静，于涛

《南华大学学报(自然科学版)》

2015

次锕系核素对惰性基质燃料中子学参数的影响研究

于涛，陈昊威，谢金森，武祥

《南华大学学报(自然科学版)》

2015

多种整体型可燃毒物对改进型快谱超临界水冷堆中子学特性的影响

唐璇，于涛，刘紫静，谢金森，张庚

《南华大学学报(自然科学版)》

2015

全堆芯中子输运计算方法研究现状

刘紫静，谢金森，何丽华，李雪辉

《科技资讯》

2015

Primary Breeding Ratio Analysis of an Improved Supercritical Water Cooled Fast Reactor

Zijing Liu, Jinsen Xie, Lihua He

World Journal of Nuclear Science and Technology

DOI

2015

Study on neutronics performance of flower shape advanced supercritical water cooled fast reactor with different solid moderators

Yu Tao, Zhifeng Li, Jinsen Xie, Honghua Peng

Hedongli gongcheng

2014

惰性基质燃料元件Doppler系数分析

于涛，谢金森，李志峰，刘紫静，左国平，李小华

《原子能科学技术》

2014

加速器束流瞬变ADS次临界反应堆动态特性分析方法研究

于涛，谢金森，刘紫静

《核动力工程》

2014

压水堆环境下惰性基质燃料物理参数研究

于涛，谢金森，李志峰，刘紫静，左国平，何丽华，李小华

《核动力工程》

2014

多群蒙卡输运与点燃耗耦合程序系统TRITON基准验证

武祥，若夕子，于涛，谢金森，陈昊威

《南华大学学报(自然科学版)》

2014

石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究

李志峰，谢金森，曾文杰

《科技资讯》

2014

熔盐反应堆堆芯动态特性的计算分析

曾文杰，谢金森，李志峰

《科技资讯》

2014

“核反应堆安全分析”课程建设的实践探索

李小华，于涛，左国平，谢金森，凌球，肖德涛，王振华，宋碧英

《高等理科教育》

2014

MATLAB辅助核反应堆工程专业的教学探索

何丽华，于涛，屈国普，李小华，谢金森

《南昌师范学院学报》

2014

A study on the burn-up characteristics of inert matrix fuels

Tao Yu, Xiang Dong Wu, Jinsen Xie, Qin Mian, Zhifeng Li, Zi-jing Liu, Haowei Chen

Progress in Nuclear Energy

DOI

2013

高次谐波滤除方法在ADS次临界堆瞬发中子衰减常数计算中的应用

谢金森，于涛，左国平，何丽华，李小华

《核动力工程》

2013

可增殖快谱超临界水冷堆物理初步设计计算

于涛，刘紫静，谢金森

《核动力工程》

2013

混合能谱超临界水堆快谱区组件增殖问题研究

单冬勇，于涛，谢金森，彭红花，曾正魁

《核动力工程》

2013

内冷式压水反应堆堆芯组件中子学初步研究

曾正魁，于涛，谢金森，刘杰，秦勉

《核动力工程》

2013

ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用

李志峰，于涛，谢金森

《核动力工程》

2013

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

秦勉，于涛，刘紫静，谢金森

《南华大学学报(自然科学版)》

2013

承压热冲击下AP1000压力容器直接安注接管温度瞬态初步研究

秦勉，于涛，李志锋，吕莉，贾晓淳，谢金森，刘紫静

《南华大学学报(自然科学版)》

2013

Primary Design and Calculation of a Breeder Supercritical Water Cooled Fast Reactor

Jinsen Xie

Hedongli gongcheng

2013

Subchannel Analysis of Improved Supercritical Water Cooled Fast Reactor Using CFD Method

Jinsen Xie

Journal of University of South China

2012

改进Flower型超临界水冷快堆初步增殖研究

彭红花，于涛，谢金森，李庆，夏榜样

《核技术》

2012

高温度ACE格式连续能量点截面数据产生程序SIGACE的验证

李志峰，于涛，谢金森，秦勉

《原子核物理评论》

2012

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

于涛，钱金栋，谢金森

《核动力工程》

2012

改进型快谱超临界水冷堆增殖特性初步研究

刘紫静，于涛，谢金森

《核动力工程》

2012

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

于涛，谢金森，钱金栋

《原子能科学技术》

2012

反转压水反应堆热工水力特性初步研究

刘杰，于涛，谢金森，曾正魁，秦勉

《南华大学学报(自然科学版)》

2012

慢化体材料对加速器BNCT束流装置中子品质影响研究

杨程，于涛，谢金森

《南华大学学报(自然科学版)》

2012

反转反应堆堆芯组件中子学问题初步研究

曾正魁，于涛，谢金森，刘杰，秦勉

《南华大学学报(自然科学版)》

2012

Primary Study on Breeding Property of Improved Supercritical Water Cooled Fast Reactor

Jinsen Xie

Hedongli gongcheng

2012

Preliminary Design of LEU MNSR for BNCT with Excellent Epithermal Neutron Flux Treatment Beam

Jinsen Xie

Hedongli gongcheng

2012

Breeding ratio analysis for the improved Flower-SCWFR core

Peng Honghua, Yu Tao, Jinsen Xie, Qing Li, Bangyang Xia

Nuclear Techniques

2011

“启明星1#”单向耦合快区外中子源放大系数研究

谢金森，于涛，钱金栋

《核动力工程》

2011

“启明星1#”外推临界中子空间效应研究

谢金森

《南华大学》

2011

反应堆工程课程设计实践教学的探索与实践

李小华，于涛，凌球，左国平，尹陈艳，谢金森

《中国现代教育装备》

2011

压水堆乏燃料源项计算与分析

苏卓，邹树梁，于涛，谢金森

《南华大学学报(自然科学版)》

2011

改进Flower型超临界水冷快堆负空泡反应性初步分析设计

彭红花，于涛，谢金森，钱金栋，李庆，夏榜样

《南华大学学报(自然科学版)》

2011

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

单冬勇，于涛，谢金森，钱金栋，李庆，夏榜样

《南华大学学报(自然科学版)》

2011

The Source Term Calculation and Analysis of PWR Spent Fuel

Jinsen Xie

Journal of University of South China

2010

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

谢金森，于涛，钱金栋

《南华大学学报(自然科学版)》

2010

双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

钱金栋，于涛，谢金森，李义国

《南华大学学报(自然科学版)》

2010

30万居里60Co辐照装置贮源井屏蔽计算

周刚，于涛，谢金森

《南华大学学报(自然科学版)》

2010

The Preliminary Design of LEU MNSR for BNCT with Double Thermal Neutron Treatment Beam

Qian Jin-dong, Yu Tao, Jinsen Xie, Li Yiguo

Journal of University of South China

精选作品

期刊论文

A positivity-constrained physics-informed Kolmogorov–Arnold network for stability-oriented source-intensity inversion in nuclear contaminant transport

Study on Neutronic Performance Evaluation Method of Burnable Poisons

A Study on the Optimization of Burnable Poison Material Combinations for Small Long-Lifetime Pressurized Water Reactor Assemblies Based on NSGA-III

Feasibility of target current pulse counting method for output dose measurement on the trilogy accelerator: dose quasi-quantization and real-time monitoring

基于LSTM神经网络的核电厂瞬态参数预测与故障诊断研究

基于萤火虫算法优化BP神经网络的核电厂故障参数预测

Quantitative assessment for core power flexible switching control system of small PWR with uncertainty analysis framework

Research on leakage and migration behavior of 87Kr/135mXe in the Molten Salt Reactor containment

Multi-function and generalized intelligent code-bench based on Monte Carlo method (MagicMC) for nuclear applications

长寿期小型棒控压水堆控制棒方案研究

小型压水堆功率控制系统堆芯换热系数不确定性量化研究

基于长寿期压水堆的新型可燃毒物材料组合研究

反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究

Development and verification of the higher-order mode neutron flux calculation code HARMONY2.0

Research on Data-Driven Methods for Solving High-Dimensional Neutron Transport Equations

RBF-based event-triggered fixed-time stable and chattering-free controller for load following of the pressurized water reactor

Numerical study on two-phase flow instability in multi-parallel channels of helical-coiled once-through steam generator of lead-cooled fast reactor

Development and Verification of Neutron Kinetics Parameter Calculation Program Applicable to Subcritical Systems of Long-Life Reactors

Research on the Measurement Method of the Prompt Neutron Decay Constant Based on LHS-DMD-Rossi-Alpha

Performance of different absorber materials and move-in/out strategies for the control rod in small rod-controlled pressurized water reactor: A study based on KLT-40 model

高能电子加速器屏蔽体轻量化模拟设计

基于科研赋能核工程专业人才创新实践能力培养的探索与实践

不同燃耗计算模型对商用压水堆乏燃料组件核素成分的影响分析

激光聚变冲击波实验用靶及制备方法

Quantitative Analysis Study of Effects of Nuclide Concentration Uncertainties on Biases and Bias Uncertainties in Criticality Calculation Method

The Influence Mechanism of Neutron Kinetics of the Accelerator-Driven Subcritical Reactor Based on the Fast/Thermal Neutron Spectra by Monte Carlo Homogenization Method

Effect of KLT-40S Fuel Assembly Design on Burnup Characteristics

Effect of Higher-Order Harmonics on the Steady-State Neutron Flux in Accelerator-Driven Subcritical Reactors

Fault Diagnosis of Nuclear Power Plant Based on Sparrow Search Algorithm Optimized CNN-LSTM Neural Network

A fast sampling algorithm for energy-angle distributions of bremsstrahlung photon for radiotherapy applications

The Influence Mechanism of Space-Time Kinetics of ADS Subcritical Reactor under Beam Transients

Design and implementation of cloud platform for nuclear accident simulation

小型压水堆堆芯功率模糊控制研究

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

核反应堆结构材料网格精细活化分析研究

长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

基于OpenMC的瞬发中子衰减常数计算模块开发与验证

Development and Validation of a Nuclear Power Plant Fault Diagnosis System Based on Deep Learning

PCTran-Cloud: an Accident Simulator for Nuclear Power Plants Based on Cloud Technology

Uncertainty propagation analysis of ionization chamber sensitivity in core power control system of a small PWR

Research on the Preliminary Prediction of Nuclear Core Design Based on Machine Learning

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

压水堆套娃式分离型可燃毒物反应性控制特性研究

新工科背景下核安全人才培养创新平台建设的改革探索与实践

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

长寿期板状压水堆组件可燃毒物装载形式选型研究

基于数据挖掘技术的组件核子密度预测研究

核工程类人才培养“三融一体”改革与实践

核电厂模拟机气动阀仿真设计

Modelling and simulation of the primary system for a small lead-cooled fast reactor with a ratio of core power to flow

Selection of burnable poison in plate fuel assembly for small modular marine reactors

Burnable Poison Selection and Neutronics Analysis of Plate Fuel Assemblies

A multi-level fuzzy switching control method based on fuzzy multi-model and its application for PWR core power control

Prediction of burn‐up nucleus density based on machine learning

Dynamic Characteristics of Accelerator-Driven Subcritical Reactor With Self-Adapting Multi-Mode Core Few-Group Constants

Core power control of a space nuclear reactor based on a nonlinear model and fuzzy-PID controller

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究

基于多节点模型的液态熔盐堆堆芯功率控制

基于微分方程组的液态熔盐堆堆芯出口温度控制

一回路腔室结构对自然循环铅基快堆堆芯流量分配特性影响研究

对SINBAD屏蔽基准题实验的模拟验证

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

基于模糊多模型的堆芯功率控制

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

环形燃料芯块一维稳态温度场计算方法研究

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)的初步验证

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与初步验证

可燃毒物布置方式的反应性波动特性研究

Cosine软件包组件参数程序Coslatc燃耗功能的验证