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| 1 | Waitlist Priority for Hepatocellular Carcinoma Beyond Milan Criteria: A Potentially Appropriate Decision Without a Structured Approach显示文摘 | T. Bittermann B. Niu M. A. Hoteit D. Goldberg | 2014 | American Journal of Transplantation2014，，1： | 1 |
| 2 | 采用能动和非能动安全系统的HPLWR安全壳设计建议显示文摘基于最新的沸水堆安全壳设计概念,提出了类似带有余热排出系统的高性能轻水堆安全壳的概念。它包括1个抑压水池、4个堆芯淹没水池、4个能动余热排出系统和4个非能动余热排出系统。安全壳的内径为20m,高度约为22m。4个冗余的能动系统在低压下从抑压水池向反应堆提供补水。8个压力释放阀和上都堆芯淹没水池中的8个喷头提供快速卸压。作为一种替代方法,堆芯产生的蒸汽可通过8个非能动热移出系统排放,每个系统都有一个蒸汽喷射器和一个浸入堆芯淹没水池的冷凝器。这个方案虽然还没有进行过任何瞬态分析研究,但可以作为一个可行的安全壳设计概念的基础来讨论。 | B. de Marsac D. Bittermann J. Starflinger T. Schulenberg 李满昌(译) 罗树新(校) | 2010 | 国外核动力2010，31，2： | 0 |
| 3 | 欧洲超临界水冷堆的研究与开发进程显示文摘欧洲提交了从2000年至2020年的高性能轻水堆研究开发(R&D)路线图。包括热中子和快中子堆芯设计、反应堆压力容器堆内构件、安全壳,以及电厂辅助设施的可行性研究工作。此外,对合理的安全措施的定义进行了分析。超临界水冷堆系统基础技术是主要的研究开发任务,比如:材料性能的研究、分析程序的开发、相关的传热研究、临界流实验和材料试验。最终的目标是在2020年之前完成高性能轻水堆(HPLWR)概念设计,以及一系列的相关研究设计工作,并准备建造。 | J. Starflinger N. Aksan D. Bittermann L. Heikinheimo C. Maraczy G. Rimpault T. Schulenberg 刘君(译) 刘定明(校) | 2008 | 国外核动力2008，29，1： | 0 |
| 4 | HPLWR的安全概念显示文摘高性能轻水堆(HPLWR)被认为是第四代反应堆系统,因此,第四代反应堆在安全和可靠性方面的技术目标将作为开发安全概念的基准。由于这些目标是概要性的,对设计应用来说只具有很有限的价值,因此现阶段欧洲用户要求(该要求也考虑用于下一个十年运行的反应堆系统)只将其作为设计基准,待以后确定具体的第四代目标之后再做调整。由于其特殊的设计工况,HPLWR的一些基本特性不同于压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)。本文描述了它们之间的主要差别,概要描述了各自的设计结果和安全系统的运行模式以及安全概念。同时还描述了安全系统配置和安全功能,以及最重要事故的缓解措施。 | D. Bittermann T. Schulenberg M. Andreani 李满昌(译) 罗树新(校) | 2010 | 国外核动力2010，31，6： | 0 |
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