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陳佳躍副教授

電子郵箱：chenjiayue@mail.sysu.edu.cn

研究領域：核能系統事故安全分析、核反應堆系統軟件研發、多相流傳熱傳質模擬

個人簡介

陳佳躍中山大學中法核工程與技術學院副教授碩士生導師

教育背景

2015-2018，上海交通大學，核科學與技術，工學博士

工作經歷

2018-2024，中山大學，中法核工程與技術學院，副研究員

科研項目

1. 2019-2023，國家重點研發計劃，堆內熔融物晚期進程模擬分析，子課題負責人；

2. 2019-2023，國家重點研發計劃，堆芯早期行為及反應堆系統熱工水力分析模塊開發，骨干；

3. 2019-2022，核能開發科研項目，安全殼軟件對比驗證，子課題負責人；

4. 2020-2021，核反應堆系統設計技術重點實驗室基金，矩形并聯多通道流動傳熱的不均勻性分析方法研究，主持；

5. 2020-2021，GFJG項目，設計基準XXX，主持；

6. 2020-2021，GFJG項目，微型XXX，主持；

7. 2020-2021，GFJG項目，熔融池XXX，主持；

另主持校企合作項目若干項。

期刊論文

1. Chen J*, Liu Z, Li W. Development and assessment of an additional inertia force model for one-dimensional nuclear system analysis code under ocean conditions. Progress in Nuclear Energy, 2025, 180:105597.

2. Huang H, Deng Z, Cheng S*, Chen J*. Systematic experimental investigation on pressure build-up characteristics of water jet injection into a molten LBE pool. Nuclear Science and Techniques, 2024, 1001-8042.

3. Liu F, Zhang X, Chen J. Analysis of coupled flow and heat transfer in primary and secondary sides of helical coil Once-through steam generator. Annals of Nuclear Energy, 2021, 153:108069.

4. Liu F, Chen H, Chen J*. Numerical simulation of shock wave problems with the two-phase two-fluid model, Progress of Nuclear Energy, 2019, 103259.

5. Chen J*, Chen H, Zhang X. Implementation and validation of a one-step coupled solution method for the two-fluid model. Nuclear Engineering and Design, 2019, 348:56-64.

6. Chen H, Chen J, Zhang X*. Development of thermal-hydraulic analysis code of a helically coiled once-through steam generator based on two-fluid model. Annals of Nuclear Energy, 2019, 132:773-783.

7. Chen J, Gu H, Xiong Z. Development of a one-dimensional transient model for predicting flow instability at supercritical pressures. Progress in Nuclear Energy. 2019, 112:162-170.

8. Chen J, Xiong Z, Y Xiao, Gu H. Experimental study on the grid-enhanced heat transfer at supercritical pressures in rod bundle. Applied Thermal Engineering, 2019, 156:299-309.

9. Chen J, Gu H, Xiong Z. A circumferentially non-uniform heat transfer model for subchannel analysis of tight rod bundles. Annals of Nuclear Energy, 2018, 121:50-61.

10. Chen J, Gu H, Xiong Z, Liu D. Experimental investigation on heat transfer behavior in a tight 19 rod bundle cooled with supercritical R134a. Annals of Nuclear Energy, 2018, 115:393-402.

11. 陳佳躍, 王慧婷, 于國鵬等. 海洋條件鉛鉍堆與超臨界CO2布雷頓循環系統耦合分析程序開發與驗證. 中國造船工程學會船舶熱能動力學術會議, 2024, 湖北武漢.

12. 陳佳躍, 李萬愛, 明平劍, 成松柏. 海洋條件下并聯螺旋管兩相流動不穩定性的RELAP5模擬. 先進核能技術全國重點室學術年會, 2024, 四川成都.

13. 陳佳躍, 王澤鋒, 王嘯宇, 陳煥棟. 堵流條件下矩形并聯通道非均勻流動傳熱模擬方法研究. 核動力工程, 2023.

14. 陳佳躍, 陳煥棟, 張小英等. 一維兩流體模型在反應堆系統程序中的一步求解算法及其驗證. 國防科技工業核動力技術創新中心學術會議, 2018, 四川成都.

15. 陳佳躍, 肖瑤, 熊珍琴, 顧漢洋等. 子通道程序周向不均勻傳熱模型開發與驗證. 國防科技工業核動力技術創新中心學術會議, 2018, 四川成都.

16. 陳佳躍, 熊珍琴, 顧漢洋. 19棒束內超臨界氟利昂傳熱不均勻的實驗與分析研究. 第15屆全國反應堆熱工流體學術會議, 2017, 山東威海.

17. 陳佳躍, 熊珍琴, 肖瑤, 顧漢洋. 垂直圓管內超臨界R134a對流傳熱實驗研究. 核動力工程, 2016.

18. 陳佳躍, 熊珍琴, 肖瑤, 顧漢洋. 超臨界單通道和并聯通道流動不穩定性的建模方法研究. 第14屆全國反應堆熱工流體學術會議, 2015, 北京.