Aplicación del algoritmo de mezcla tabú genética en la optimización del reabastecimiento de combustible del reactor de agua presurizada WWER, Journal of Shanghai Jiao Tong University, número 12, 2007.
Estudio de rendimiento del sistema subcrítico acoplado con revestimiento térmico rápido impulsado por acelerador, Ingeniería de Energía Nuclear, No. 1, 2007
Diseño conceptual de un sistema subcrítico acoplado térmico/rápido impulsado por acelerador, Nuclear Physics Review, Número 2, 2006
Solución numérica de ecuaciones dinámicas de espacio-tiempo hexagonales basadas en el método del nodo de expansión de flujo, Revista de la Universidad de Anjiao, Número 5, 2006
Método del nodo de expansión de flujo para resolver la ecuación de difusión de neutrones de grupos múltiples hexagonales tridimensionales, Revista de la Universidad Xi'an Jiaotong, Número 1, 2006
Investigación sobre la aplicación del algoritmo genético en la gestión del combustible del reactor CANDU, Ingeniería de energía nuclear, Número 6, 2005
Estudio de viabilidad sobre la aplicación de combustible MOX en el reactor de agua pesada CANDU, Nuclear Power Engineering, Número 6, 2005
Método del segmento de expansión de flujo para resolver geometría hexagonal tridimensional Ecuación de difusión de neutrones, Ingeniería de energía nuclear, Número 5, 2005
Diseño óptimo de nuevos materiales de protección contra la radiación nuclear, Ciencia y tecnología de la energía atómica, Número 4, 2005
Expandir con flujo Resolviendo el Ecuación bidimensional de difusión de neutrones en geometría hexagonal mediante el método segmentario, Revista de la Universidad de Angola, Número 7, 2005
Cálculo de perturbaciones del método de flujo interfacial para el cálculo del transporte de neutrones, Ingeniería de energía nuclear, Número 7, Número 2005 3
Aplicación del algoritmo genético híbrido en la optimización del repostaje de reactores de agua a presión, Revista de la Universidad Xi'an Jiaotong, número 5, 2005
Método nodal semianalítico iterativo no lineal en CANDU Aplicación en Gestión del combustible de reactores, Ingeniería y ciencia nuclear, Número 4, 2004
Mejora del acoplamiento físico-térmico-hidráulico y modelo de cálculo promediado en el tiempo del programa de gestión de combustible del reactor CANDU, Ingeniería de energía nuclear, Número 6, 2004
Sistema del programa de quemado de transporte y cálculo de problemas de referencia ADS, Ingeniería de energía nuclear, Número 5, 2004
Verificación y verificación del programa de cálculo de parámetros de homogeneización del módulo hexagonal TPFAP-HEX Su aplicación en Reactor WWER, Ciencia e Ingeniería Nuclear, No. 1, 2004.
Investigación sobre la aplicación de uranio microenriquecido en el reactor CANDU Fase III de Qinshan, Ingeniería de Energía Nuclear, Número 2, 2004
Sistema del programa de quemado Monka y cálculo del problema de referencia ADS, Ciencia Nuclear e Ingeniería, Número 4, 2003
Investigación sobre el cálculo de la gestión de combustible y el sistema de programa del núcleo del reactor de agua a presión de módulo hexagonal tridimensional, Ingeniería de Energía Nuclear, Número 6, 2003
Acoplamiento presurizado Sistema de programa de análisis transitorio hidráulico térmico y físico tridimensional del reactor de agua NLSAMT/Cobra-IV, Ingeniería de energía nuclear, Número 5, 2003
Estudio sobre el ciclo de combustible nuclear conjunto PWR/CANDU utilizando RU en el reactor CANDU, Nuclear Ingeniería Eléctrica, Número 5, 2003.
Cálculo de optimización ortogonal de la gestión del combustible del núcleo del reactor de pulsos de Xi'an, Física Computacional, Número 5, 2003.
Investigación sobre el ciclo avanzado del combustible de la tercera fase del reactor Qinshan Kandu, Revista de la Universidad Jiaotong, número 9, 2003
Aplicación del método Monte Carlo en el cálculo de la física del reactor, Ciencias Nucleares and Engineering, Número 2, 2003
Investigación sobre métodos de cálculo avanzados y desarrollo de software para la gestión del combustible de reactores de agua a presión, "Revista de la Universidad Xi'an Jiaotong", Número 5, 2003
Aplicación semianalítica iterativa no lineal del método de segmentos en el cálculo de la gestión de combustible de reactores de agua a presión, Ciencia e Ingeniería Nuclear, No. 1, 2003
Desarrollo de programas de sistemas subcríticos impulsados por aceleradores, Revista de la Universidad Xi Jiaotong, Edición 3, 2003
Cálculo de Monte Carlo del acoplamiento transporte-quemado de múltiples grupos, Física Computacional, Número 1, 2003.
Trabajos principales:
Investigación sobre el ciclo conjunto del combustible nuclear del reactor de agua a presión/CANDU, Ciencia e Ingeniería Nuclear, Número 3, 2002
Espectro característico γ Monte Carlo Mejora de los métodos de simulación, Física Computacional, Número 3, 2002
Cálculo crítico de Monte Carlo del reactor de prueba de ingeniería de alto rendimiento, Ciencia e Ingeniería Nuclear, Número 1, 2002.
Cálculo de Monte Carlo del acoplamiento de criticidad-quemado del reactor, Ciencia y tecnología de la energía atómica, número 2, 2002
Cálculo del flujo de neutrones del conjunto combustible hexagonal del reactor utilizando el método de flujo interfacial Volumen distribución de densidad, Ingeniería de Energía Nuclear, Número 2, 2002
Programa de gestión de combustible de reactor de agua a presión tridimensional CSIM-3, Ingeniería de Energía Nuclear, Número 4, 2001.
Diseño paralelo de programas MC y medidas para mejorar el ratio de aceleración, Física Computacional, Número 2, 2001.
TPFAP-HEX, Paquete de software de cálculo de homogeneización de conjuntos combustibles hexagonales de reactores de agua a presión, Ciencias e Ingeniería Nucleares, N° 1, 2001.
Uso del método de probabilidad de penetración para calcular la distribución de densidad de flujo de neutrones del conjunto combustible hexagonal bidimensional del reactor de agua ligera, Atomic Energy Science and Technology, No. 1, 2001
Carbón -Simulación Monte Carlo de energía específica de oxígeno de registro espectral, Acta Geophysica Sinica, No. z1, 2001.
Prueba de referencia del programa de transporte de neutrones Monte Carlo aproximado multigrupo P3 tridimensional MCMGP3, Física Computacional, Número 5, 2000
Suma de simetría de ecuaciones de difusión de neutrones multigrupo Solución numérica, Acta Physica Sinica , Número 10, 2000.
Método de nodo analítico geométrico hexagonal tridimensional basado en el principio de simetría, Ciencia e Ingeniería Nuclear, Número 3, 2000
Investigación sobre estrategias avanzadas de gestión de combustible para reactores de agua a presión y reactores CANDU. Ingeniería de Energía Nuclear, No. 1, 2000.
Cálculo de la distribución de la densidad del flujo de neutrones en el módulo hexagonal del reactor de agua ligera, Ciencia e Ingeniería Nuclear, N° 1, 2000.
Aplicación del método iterativo no lineal en el cálculo de la difusión de neutrones, Nuclear Power Engineering, Número 3, 2000
Reconstrucción del poder fino de combustión interna en ensamblajes combustibles, "Journal of Xi'an Jiaotong University", Número 5, 2000
Simetría y soluciones numéricas de ecuaciones de difusión de neutrones de grupos múltiples, Acta Physica Sinica, Volumen 49, 49, Número 10, 2000 (incluido SCI).
Programa P3 MC multigrupo y su punto de referencia, Journal of Nuclear Science and Technology, Volumen 37, Número 7, 2000. (Incluido en SCI)
Método ordenado discreto para cálculos de transporte de neutrones 1-d en geometría curvilínea, Ciencia e Ingeniería Nuclear, Volumen 133, 350-357, 1999. (Incluido en LIC).
Paralelización de programas de transporte óptico y de neutrones MCNP en máquinas virtuales paralelas e interfaces de paso de mensajes, Journal of Nuclear Science and Technology.., Volumen 36, Número 7, 1999. (Incluido en LIC).
Método de expansión del bloque de funciones de Green para calcular la dificultad del reactor LWR, Nuclear Science and Engineering, Vol. 121, 130-135. (LIC incluido).