邓坚

期刊论文

1. Yao Xiao, Cheng Peng, Jiang Wu, Jian Deng (2026). Research on multi-factor hydrogen leak accident diagnosis and optimization of monitoring sensors' layout through CFD-based data-driven approach. Reliability Engineering & System Safety, Vol. 267.DOI
2. 魏宗岚，张瑞倪，邓坚，何晓强，张雪，李睿，冉旭（2026）. 基于直接数值模拟的氦氙气体湍流传热特性研究. 《原子能科学技术》.
3. 魏宗岚，方超，曾未，邓坚，邱志方，陆祺，黄擎宇，彭星杰（2026）. 反应堆智能化设计技术的研究与展望. 《哈尔滨工程大学学报》.
4. Jian Deng, Shaoyong Liu, Xiaohan Zeng (2025). An Emergency Response Framework Design and Performance Analysis for Ship Fire Incidents in Waterway Tunnels. Fire-Switzerland, Vol. 8, No. 7.DOI
5. Yuan Gao, Jian Deng, Chunlei Zeng (2025). Research on Safety Isolation Schemes for Lithium-Ion Battery Containers in Mixed-Storage Yards of Class 9 Dangerous Goods Containers. Fire-Switzerland, Vol. 8, No. 7.DOI
6. 方鑫奎，曾未，王杰，吴丹，卢涛，邓坚，罗彦（2025）. 棒束通道内低雷诺数过热蒸汽对流换热特性数值模拟研究. 《核动力工程》.DOI
7. 韩文斌，邓坚，赵以成，陆祺，黄善仿（2025）. 反应堆堆芯流道构型热流耦合智能拓扑优化研究. 《原子能科学技术》.
8. 许俊，余红星，邓坚，刘余，张牧昊，夏孝辉（2025）. 大长径比干道钠热管启动特性实验研究. 《核动力工程》.DOI
9. 吕鑫狄，张大林，李新宇，梁禹，邓坚，秋穗正，苏光辉（2025）. 小型氟盐冷却高温堆负荷跟踪运行能力分析. 《核技术》.
10. 姜殿强，邓坚，张大林，陆祺，张婷，武小莉，田文喜（2025）. 铅铋堆螺旋形燃料流动传热特性数值研究. 《核技术》.
11. Dianqiang Jiang, Jian Deng, Dalin Zhang, Xing-Guang Zhou, Changzhi Xiao, W. Tian, Jing Zhang, G. Su (2025). Evaluation of a numerical model for predicting flow and heat transfer in a hexagonal helical cruciform seven-rods bundle and analysis of rod bundle size independence. International Communications in Heat and Mass Transfer.DOI
12. Yue Lin, Dalin Zhang, Yu-Tong Chen, Xi-Si Zhang, Jian Deng, W.-X. Tian, Sui-Zheng Qiu, Guang-Hui Su (2025). Preliminary development and validation of ACENA code for melting and freezing behavior simulation. Annals of Nuclear Energy.DOI
13. Zhenyu Feng, Dalin Zhang, Wenqiang Wu, Haodong Guo, Xi-Lin Zhang, Xiaoyu Wang, Jian Deng, W.-X. Tian, Sui-Zheng Qiu, G. Su (2025). Numerical Study on the Thermal Stratification Characteristics of the Primary System for Lead-based Cooled Fast Reactor. Nuclear Engineering and Technology.DOI
14. Wenqiang Wu, Tao Huang, Peng Du, Zhenyu Feng, Dalin Zhang, Lei Zhou, G. Song, Jian Deng, Zhi-Fang Qiu, W. Tian, Sui-Zheng Qiu, Guang-Hui Su (2025). Development of a two-phase flow solver with two-fluid model based on OpenFOAM: Validation against two-phase boiling flow. Annals of Nuclear Energy.DOI
15. Wenqiang Wu, Tao Huang, Peng Du, Dalin Zhang, Lei Zhou, Bo Wang, Jian Deng, Zhi-Fang Qiu, W. Tian, Sui-Zheng Qiu, Guang-Hui Su (2025). Development of a two-phase flow solver with drift-flux model based on OpenFOAM: Validation against single/two-phase and boiling flow. Annals of Nuclear Energy.DOI
16. Dianqiang Jiang, Jian Deng, Dalin Zhang, Qi Lu, Ting Zhang, Xiao-Li Wu, W.-X. Tian (2025). Numerical study on flow and heat transfer characteristics of helical fuel in lead-bismuth reactor. Nuclear Techniques.DOI
17. Qingwen Xiong, Libo Qian, Gongle Song, Jiewei Yang, Yu Liu, Jian Deng, Zhifang Qiu (2024). Realistic performance assessment of FeCrAl-UN/U3Si2 accident tolerant fuel under loss-of-coolant accident scenario. Reliability Engineering & System Safety, Vol. 243.DOI
18. 邓坚，魏宗岚，曾未，李松蔚，邱志方，刘卢果（2024）. 自主化反应堆计算流体力学软件WINGS-CFD的研发与应用. 《核动力工程》.
19. 彭程，孟显品，邓坚（2024）. 基于MPS方法的射流破裂正交实验及其模型研究. 《核动力工程》.
20. 马心怡，韩文斌，邓坚，黄善仿，齐志超（2024）. 基于vPower的核热推进系统自动控制方法. 《核动力工程》.
21. 钟明君，张丹，郭永晋，邓坚（2024）. 融合PRA和可靠性分析的海洋核动力停堆风险评价. 《船舶工程》.
22. 陈曦，吴清，邓坚，刘余，任春明，王啸宇，彭欢欢（2024）. 华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证. 《核动力工程》.
23. 熊平，孙源阳，罗彦，袁鹏，杜鹏，邓坚，卢涛（2024）. Zr-4表面特性及冷却剂过冷度对骤冷沸腾传热的影响. 《原子能科学技术》.
24. 马誉高，曹忠彬，王金雨，邓坚，鲍辉，丁书华，程坤，胡文桢（2024）. 气冷堆进水事故分析. 《核动力工程》.
25. 陈曦，王啸宇，崔聪，邓坚，刘余，刘卢果，梁禹，彭欢欢（2024）. 基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究. 《核动力工程》.
26. 刘丽，朱隆祥，张卢腾，马在勇，孙皖，潘良明，邓坚（2024）. 基于Monte Carlo方法的两相流动参数探测不确定性研究. 《核动力工程》.
27. 王泽锋，邓坚，邱志方，陈曦，王啸宇，陈建达，熊进标（2024）. 铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究. 《核动力工程》.
28. 张军权，邓坚，罗彦，卢涛（2024）. 基于机器学习的淬冷沸腾最小膜态沸腾温度预测和灵敏度分析研究. 《核动力工程》.
29. 孙宇蒙，李捷，魏宗岚，艾哲伦，苗恒，邓坚（2024）. 基于直接数值模拟的压力容器入口射流湍流模型评价. 《中山大学学报(自然科学版)(中英文)》.
30. Yue Lin, Dalin Zhang, Yu-Tong Chen, Xi-Si Zhang, Jian Deng, Peng Du, W.-X. Tian, Sui-Zheng Qiu, G. Su (2024). Numerical study on the impact characteristics of molten lead-bismuth droplets into water. Nuclear Engineering and Design.DOI
31. Yiwen Chen, Dalin Zhang, Dianqiang Jiang, Jian Deng, Xi-Si Zhang, Xin'an Wang, W. Tian, S. Qiu, G. Su (2024). Thermal-hydraulic characteristics of helical cruciform single rod based on CFD investigation. Annals of Nuclear Energy.DOI
32. Rong Zhang, Dalin Zhang, Yu Liang, Jinshun Wang, Jian Deng, Xi-Si Zhang, Zhixin Niu, W. Tian, S. Qiu, Qian Luo (2024). Subchannel thermal–hydraulic analysis of a wire-wrapped 19-pin rod bundle in the NACIE-UP facility. Annals of Nuclear Energy.DOI
33. Shuo Guo, Dalin Zhang, Xin-Yu Li, Xuanang He, Hongda Wang, Jian Deng, Xi-Si Zhang, W. Tian, S. Qiu, G. Su (2024). Exergy analysis of biomass and nuclear hydrogen production system. International journal of hydrogen energy.DOI
34. Haoyang Li, Dalin Zhang, Lei Zhou, Jian Deng, W. Tian, G. Su, S. Qiu (2024). Numerical study on benchmark analysis of NACIE-UP facility with uniform and non-uniform power distribution. Annals of Nuclear Energy.DOI
35. Haoyang Li, Dalin Zhang, Hao Qin, Xin-Yu Li, Jian Deng, W. Tian, G. Su, S. Qiu (2024). Study on tritium transport characteristics in fluoride-salt-cooled high-temperature advanced reactor. International journal of hydrogen energy.DOI
36. 彭程，邓坚，潘卫国（2023）. 重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估. 《中国核电》.
37. 闫美月，邓坚，潘良明，马在勇，李想，万灵峰，何清澈（2023）. 基于加热壁面能量平衡的窄矩形通道内CHF机理模型. 《核动力工程》.
38. 钟磊，陈德奇，余红星，刘汉周，陈明镜，邓坚，丁书华，吴丹（2023）. N36锆合金氧化层微观形貌及润湿特性实验研究. 《核动力工程》.
39. 曹乘雀，匡波，赵昱，邓坚，丁书华，吴丹（2023）. 大宽高比矩形窄缝通道沸腾起始点实验研究. 《核动力工程》.
40. 鲜麟，李峰，喻娜，吴清，邱志方，邓坚，卢毅力，李海颖（2023）. 二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究. 《核动力工程》.
41. 陈明睿，魏宗岚，陈冲，邓坚，朱力，彭诗念（2023）. 矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟. 《核动力工程》.
42. 杜政瑀，马誉高，钟睿诚，丁书华，何晓强，邓坚，刘余（2023）. 热管反应堆启堆特性分析. 《核动力工程》.
43. 梁禹，王啸宇，邓坚，刘余，宋功乐，钟睿诚，张大林，朱大欢（2023）. 基于子通道思想的液态金属堆盒间流模拟方法研究. 《核动力工程》.
44. 邓诗雨，卢涛，邓坚，张喜林，朱大欢（2023）. 液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选. 《核动力工程》.
45. 张琪琪，熊平，周佳樾，邓坚，罗彦，卢涛（2023）. 不锈钢棒材形状对淬冷沸腾的影响研究. 《工程热物理学报》.
46. 邓诗雨，卢涛，邓坚，王啸宇，张喜林，朱大欢（2023）. 液态铅铋合金绕丝燃料组件共轭传热数值模拟. 《北京化工大学学报(自然科学版)》.
47. Cheng Xie, Liwen Huang, Rui Wang, Jian Deng, Yaqing Shu, Dan Jiang (2022). Research on quantitative risk assessment of fuel leak of LNG-fuelled ship during lock transition process. Reliability Engineering & System Safety, Vol. 221.DOI
48. Qingwen Xiong, Peng Du, Jian Deng, Daishun Huang, Gongle Song, Libo Qian, Zenghui Wu, Yuejian Luo (2022). Global sensitivity analysis for nuclear reactor LBLOCA with time-dependent outputs. Reliability Engineering & System Safety, Vol. 221.DOI
49. 张琪琪，罗彦，卢涛，邓坚，张喜林，周照春（2022）. 过冷度和粗糙度对铁铬铝平板淬冷沸腾影响的实验研究. 《核动力工程》.
50. 邓坚，熊青文，苟军利，刘余，鲍辉，沈丹红，周佳樾（2022）. 基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析. 《核动力工程》.
51. 杜鹏，单建强，邓坚，刘余，丁书华，陈伟，袁鹏，吴增辉（2022）. 池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析. 《核动力工程》.
52. 熊青文，苟军利，杜鹏，邓坚，刘余，陈伟，党高健（2022）. 本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用. 《核动力工程》.
53. 宋建，余红星，邓坚，向清安，何晓强（2022）. 氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究. 《核动力工程》.
54. 邓蛟龙，邓坚，李仲春，柴翔（2022）. 基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究. 《核科学与工程》.
55. 王小吉，武铃珺，朱大欢，邓坚，刘丽莉，许幼幼（2022）. IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析. 《核动力工程》.
56. 钱立波，陈伟，余红星，孙玉发，熊青文，邓坚，刘余，杜思佳，黄涛（2022）. UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究. 《原子能科学技术》.
57. 熊青文，苟军利，杜鹏，邓坚，邱志方，黄涛，申亚欧（2022）. 适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用. 《原子能科学技术》.
58. 熊青文，黄涛，苟军利，杜鹏，邓坚，袁鹏，周佳樾，胡文桢（2022）. 典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发. 《原子能科学技术》.
59. 彭程，邓坚（2022）. 蒸汽夹带作用下高温颗粒表面拖曳力模型研究. 《核动力工程》.
60. 袁东东，邓坚，谭思超，祝嘉鸿，李诚韡，乔守旭（2022）. 矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究. 《核动力工程》.
61. 孙洪平，邓坚，罗跃建，张明，许幼幼，武小莉，刘丽莉，陈冲，秋穗正，苏光辉（2022）. 池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究. 《核动力工程》.
62. 王啸宇，宋功乐，邓坚，钟睿诚，李翔宇（2022）. 环状流三流体临界热流密度计算模型开发与科学验证. 《科技视界》.
63. 闫美月，邓坚，潘良明，马在勇，李想，邓杰文，何清澈（2022）. 基于流量振荡的窄矩形通道内临界热通量机理模型. 《化工学报》.
64. 宋功乐，王啸宇，邓坚，秦豪，梁禹（2022）. 干涸型临界热流密度机理模型开发与科学验证. 《科技视界》.
65. 黄涛，李仲春，孙微，邓坚，丁书华，刘余，吴丹，钱立波，申亚欧，杜鹏，吴增辉（2021）. DMRM在LOCA整体效应实验上的应用. 《核动力工程》.DOI
66. 钟睿诚，马誉高，邓坚，刘余，柴晓明，王嘉赓（2021）. 热管堆多反馈效应下的启堆特性研究. 《核动力工程》.DOI
67. 彭程，邓坚（2021）. 安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究. 《核动力工程》.DOI
68. 刘伟，李治刚，陆祺，杜思佳，刘余，邓坚，胡迎（2021）. 一体化CHF关系式开发系统研制及验证. 《核动力工程》.DOI
69. 毕树茂，刘余，刘卢果，许幼幼，邓坚，苗一非，吴菱艳（2021）. “华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究. 《核动力工程》.DOI
70. 王婧婕，朱大欢，卢涛，邓坚，蔡容（2021）. 液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件子通道间湍流交混数值模拟. 《核动力工程》.DOI
71. 刘丽莉，张明，邓坚，余红星，陈亮，许幼幼，罗跃健（2021）. 熔融物堆内滞留策略分析程序CISER2.0模型解析. 《核动力工程》.DOI
72. 胡文桢，李仲春，刘晓晶，邓坚，曲文海（2021）. 氦-氙混合气体动力粘度测量. 《核动力工程》.DOI
73. 祁沛垚，李兴，邓坚，于晓勇，谭思超（2021）. 脉动流条件下棒束通道阻力特性研究. 《原子能科学技术》.
74. 于晓勇，祁沛垚，乔守旭，王啸宇，邓坚，谭思超（2021）. 5×5棒束通道局部阻塞流场实验研究. 《原子能科学技术》.
75. 胡文桢，邓坚，刘晓晶，李仲春，薛冰（2021）. 小型氦氙冷却反应堆关键参数初步研究. 《核技术》.
76. 刘伟，彭诗念，江光明，刘余，邓坚，胡迎，刘晓波（2021）. 临界热流密度机理模型发展综述. 《核动力工程》.
77. 邱志方，李峰，邓坚，程坤，杜政瑀，吴菱艳（2021）. 模块式小堆全厂断电事故应对策略研究. 《核动力工程》.DOI
78. 任春明，杜思佳，邓坚，吴清，辛素芳，胡迎，刘晓波（2021）. 三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究. 《核动力工程》.DOI
79. 陈国才，李峰，汤华鹏，邱志方，邓坚（2021）. 基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究. 《核动力工程》.DOI
80. 王泽锋，邓坚，王嘉庚，张勇，刘余，熊进标（2021）. 锆-4在冷却水中的骤冷沸腾传热实验研究. 《核动力工程》.DOI
81. 陈宝文，邓坚，凌煜凡，胡宝珑，王天石，朱恩平，王婷（2021）. 基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析. 《核动力工程》.
82. 祁沛垚，邓坚，谭思超，秋枫，于晓勇（2021）. 基于PIV技术的低雷诺数下棒束通道流场研究. 《核动力工程》.DOI
83. 宋建，余红星，邓坚，向清安，朱大欢，许幼幼，罗跃建（2021）. 基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究. 《核动力工程》.
84. 李小畅，邓坚，杨小磊，郭涌辉，陈广亮，田瑞峰（2021）. 基于虚拟体积力动量源的燃料组件热工水力数值求解方法. 《原子能科学技术》.
85. 武铃珺，邓坚，张航，王小吉，刘丽莉，青涛（2021）. 严重事故专用卸压阀排放能力需求. 《强激光与粒子束》.
86. 黄涛，李仲春，邓坚，丁书华，刘余，吴丹，钱立波，申亚欧，杜鹏，吴增辉（2021）. 适用于DMRM评价模型的评估方法研究. 《中国核学会2021年学术年会》.DOI
87. 元一单，宫厚军，邓坚，苏光辉，陈炼，李炜，张丽，郭勇，全峰阳，曾骁，陈荣华，张亚培，邓俊楷，房芳芳，张会勇，陈鹏，许献洪，杨志义，孔翔程，陈焕栋，徐轶，陈忠伟，龚圣捷，丁铭，韩伟，隋丹婷（2021）. 严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究. 《中国基础科学》.
88. 王泽锋，陈仕龙，邓坚，张勇，刘余，熊进标（2021）. 粗糙度对铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热影响的实验研究. 《工程热物理学报》.
89. 余红星，武铃珺，邓纯锐，邓坚，卢毅力，张航，彭欢欢，王小吉（2020）. 概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展. 《核动力工程》.
90. 米争鹏，谭思超，邹思远，邱志方，朱大欢，张丹，邓坚，蔡容，吴菱艳（2020）. 棒束通道内温度场分布特性研究. 《原子能科学技术》.
91. 许幼幼，彭欢欢，张明，邹志强，邓坚，王小吉，鲍辉，程坤（2020）. 严重事故下小型安全壳内氢气风险分析. 《核动力工程》.DOI
92. 钱立波，余红星，孙玉发，邓坚，吴丹，李仲春，黄涛（2020）. 固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价. 《原子能科学技术》.
93. 熊平，陆祺，卢涛，邓坚，刘余，张勇（2020）. 基于顺序函数法的圆管内部流体温度反演. 《原子能科学技术》.
94. 钱立波，余红星，孙玉发，邓坚，陈伟，刘余，杜思佳，沈丹红（2020）. TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究. 《核动力工程》.DOI
95. 吴丹，邓坚，丁书华，辛素芳，鲜麟，毕树茂，毛辉辉（2020）. 燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究. 《核动力工程》.DOI
96. 刘伟，刘扬，李捷，彭诗念，江光明，刘余，杜思佳，邱志方，邓坚（2020）. 燃料组件精细化定位格架模型开发及评价. 《核动力工程》.DOI
97. 王杰，卢涛，邓坚，张卓华，陆祺（2020）. T型圆管内含不凝气蒸汽直接接触凝结研究. 《核动力工程》.DOI
98. 宋建，向清安，邓坚，余红星，杜娟，毕金生（2020）. 熔融物堆芯冷却滞留特性研究. 《核动力工程》.DOI
99. 杨灵均，冷洁，毕树茂，邓坚，刘余，朱大欢，蒋孝蔚（2020）. 先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究. 《核科学与工程》.
100. 金远，蒋孝蔚，邓坚，刘余，毕树茂，朱大欢，杨帆（2020）. 小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究. 《核动力工程》.DOI
101. 刘伟，彭诗念，单建强，江光明，刘余，邱志方，邓坚（2019）. 典型圆管CHF机理模型在棒束通道中的适用性研究. 《中国核科学技术进展报告（第六卷）——中国核学会2019年学术年会论文集第3册（核能动力分卷）》.DOI
102. 吴丹，丁书华，邓坚，李仲春，张渝，黄涛（2019）. 基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响. 《中国核科学技术进展报告（第六卷）——中国核学会2019年学术年会论文集第10册（核安全分卷、核安保分卷）》.DOI
103. 黄涛，邓坚，丁书华，李仲春，吴丹，刘余，申亚欧（2019）. 先进反应堆系统分析程序（ARSAC)LOCA类整体性效应实验验证. 《第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会》.DOI
104. 刘伟，李治刚，陆祺，杜思佳，张渝，刘余，邓坚，崔怀明（2019）. 一体化CHF关系式开发系统的研制与初步验证. 《第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会》.DOI
105. 余红星，周金满，冷贵君，邓坚，刘余，吴清，刘伟（2019）. “华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究. 《核动力工程》.DOI
106. 蒋孝蔚，邓坚，邱志方，朱大欢，党高健，张丹，毕树茂（2019）. 安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究. 《核动力工程》.DOI
107. 邱庆刚，龙黄祥，邓坚，邱志方，孟垂举，朱晓静，沈胜强（2019）. 非能动安全壳中降膜流动与波动特性数值模拟研究. 《核动力工程》.DOI
108. 陈明镜，刘汉周，陈德奇，邓坚，胡练（2019）. 液滴撞击不同粗糙表面过程的动态润湿行为研究（英文）. 《核动力工程》.DOI
109. 李勇霖，陈荣华，蔡庆航，田文喜，左娟莉，朱大欢，邓坚，秋穗正，苏光辉（2019）. 燃料棒熔化行为的粒子网格混合法模拟研究（英文）. 《核动力工程》.
110. 刘丽莉，余红星，陈亮，邓坚，邓纯锐，向清安，邹志强（2018）. 三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响. 《核动力工程》.
111. 武小莉，李伟，邓坚，邓纯锐，张明，郭超，袁红胜（2018）. 一体化严重事故程序与系统程序耦合研究. 《核动力工程》.
112. 蒋孝蔚，邓坚，余红星，李喆，申亚欧（2018）. 小型压水堆安全壳抑压传热研究. 《核动力工程》.
113. 杨帆，周科，魏宗岚，张丹，李松蔚，邓坚，李仲春（2017）. RELAP5一维硼追踪模型改进. 《核动力工程》.
114. 刘余，邓坚，冷贵君，潘俊杰，卢宗建，李庆（2017）. 热工水力与安全分析关键软件自主研发. 《第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会》.
115. 刘余，谭长禄，潘俊杰，王啸宇，徐良剑，邓坚（2017）. 子通道分析软件CORTH的研发. 《核动力工程》.
116. 王啸宇，谭思超，杜思佳，张渝，魏宗岚，刘余，邓坚（2017）. 基于图像算法的棒束通道流动交混研究. 《核动力工程》.
117. 刘余，任春明，汤琪芬，邓坚（2017）. 核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发. 《核技术》.
118. 杨帆，S.Kudriakov，余红星，邓坚，李松蔚，曾未，刘松涛（2017）. 严重事故下安全壳内氢气爆燃风险数值模拟研究. 《核动力工程》.
119. 刘丽莉，余红星，陈亮，邓坚，张航（2016）. 压力容器下腔室熔池结构计算方法研究. 《核动力工程》.
120. 邱志方，邓坚，陈宏霞，李峰，喻娜，吴鹏，李捷（2016）. 模块式小堆超压风险及设计优化研究. 《原子能科学技术》.
121. 朱大欢，邓坚，陈彬，张丹（2016）. 熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析. 《原子能科学技术》.
122. 陈金波，廖世梁，佟立丽，曹学武，邓坚，曾未（2016）. 竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析. 《原子能科学技术》.
123. 张丹，周科，李峰，邱志方，邓坚，毕树茂，吴鹏（2016）. 模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究. 《原子能科学技术》.
124. 刘丽莉，余红星，陈亮，邓坚，张明（2015）. 燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究. 《核动力工程》.
125. 邓坚，朱大欢，王小吉，向清安（2015）. 模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究. 《核动力工程》.
126. 陈金波，杨生兴，佟立丽，曹学武，邓坚，曾未（2015）. 系统压力对间歇式流动沸腾特性影响的实验研究. 《核科学与工程》.
127. 邓坚，向清安，周克峰（2014）. MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析. 《原子能科学技术》.
128. 黄高峰，佟立丽，邓坚，曹学武（2009）. 核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究. 《原子能科学技术》.
129. 黄高峰，佟立丽，邓坚，曹学武（2009）. 利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果. 《原子能科学技术》.
130. 邓坚，曹学武（2008）. 氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果. 《原子能科学技术》.
131. 郭丁情，邓坚，曹学武，佟立丽（2008）. 严重事故下氢气风险及氢气控制系统的初步分析. 《原子能科学技术》.
132. 郭丁情，邓坚，曹学武（2008）. SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析. 《核动力工程》.
133. 邓坚，曹学武（2008）. 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析. 《核动力工程》.
134. Shuowang Fan, Yu-Tong Chen, Dalin Zhang, Jian Deng, Xi-Si Zhang, Xiaoli Wu, W. Tian, S. Qiu, G. Su. Experimental study on fragmentation characteristics of molten stainless steel discharged into liquid Lead-Bismuth Eutectic pool. Annals of Nuclear Energy.DOI