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鄢炳火副教授

電子郵箱：yanbh3@mail.sysu.edu.cn

研究領(lǐng)域：核反應(yīng)堆熱工水力與安全分析

個(gè)人簡(jiǎn)介：

鄢炳火，男，漢族，1986年生，江西豐城人，中共黨員，工學(xué)博士，中山大學(xué)“百人計(jì)劃”副教授、博士生導(dǎo)師，學(xué)科方向?yàn)楹四芸茖W(xué)與工程。現(xiàn)任中國(guó)核學(xué)會(huì)核反應(yīng)堆熱工流體力學(xué)分會(huì)理事。主持裝備預(yù)研項(xiàng)目、國(guó)家自然科學(xué)基金項(xiàng)目以及校企合作橫向項(xiàng)目20余項(xiàng)，在研項(xiàng)目經(jīng)費(fèi)600余萬元。以第一作者出版學(xué)術(shù)專著兩部，獲得四項(xiàng)軟件著作權(quán)，獲得發(fā)明專利授權(quán)兩項(xiàng)，在國(guó)際核工程主流SCI期刊上發(fā)表論文40余篇，被SCI他引600余次。

研究領(lǐng)域：

主要從核反應(yīng)堆科學(xué)與技術(shù)的研究工作，包括核反應(yīng)堆多物理耦合分析、反應(yīng)堆熱工水力與安全分析等，具體如下：

  1. 核反應(yīng)堆多物理耦合分析

√微型核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)

√ 反應(yīng)堆源項(xiàng)計(jì)算分析

√ 流固耦合實(shí)驗(yàn)與數(shù)值模擬

  1. 反應(yīng)堆熱工水力與安全分析

√整體效應(yīng)試驗(yàn)裝置比例模化研究

√反應(yīng)堆熱工水力實(shí)驗(yàn)研究

√CFD數(shù)值模擬

√ 系統(tǒng)分析程序開發(fā)與計(jì)算分析

教育背景：

2009-2011年 海軍工程大學(xué)，核能科學(xué)與工程專業(yè)，博士研究生

2006-2008年 海軍工程大學(xué)，核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)，碩士研究生

2002-2006年 海軍工程大學(xué)，核動(dòng)力工程專業(yè)，大學(xué)本科

職業(yè)經(jīng)歷：

2016.07-至今 中山大學(xué)，中法核工程與技術(shù)學(xué)院，（百人計(jì)劃）副教授，博士生導(dǎo)師

   2011.12-2016.04  海軍工程大學(xué)，核能科學(xué)與工程系，講師

代表性成果：

學(xué)術(shù)論文：

  1. Yan B H*. Review of the Nuclear Reactor Thermal Hydraulic Research in Ocean Motions. Nuclear Engineering and Design, 2017, 313: 370-385.
  2. Yan B H*, Li R, Wang L. The analysis of density wave oscillation in ocean motions with a density variant drift-flux model. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2017, 115: 138-147.
  3. Yan B H*, Li R, Zhang X Y. Theoretical analysis of two phase flow instability in parallel channels in ocean motions with drift flux model. Nuclear Engineering and Design. 2018, 326: 97-107.
  4. Yan B H*, Li R. Investigation of the density wave oscillation in ocean motions with reduced order models. Annals of Nuclear Energy. 2018, 111: 262-270.
  5. Yan B H*. A theoretical model for the vibration of fuel rod with multi spans supported by springs. Annals of Nuclear Energy. 2018, 119: 257-263.
  6. Yan B H*. The thermal hydraulic phenomenon in tight lattice bundles: A review. Annals of Nuclear Energy. 2019, 126: 330-349.
  7. Yan B H*, Wang C, Li R. Corresponding principle of critical heat ?ux in ?ow boiling. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2019, 136: 591-596.
  8. Yan B H*, Wang C, Li LG. The technology of micro heat pipe cooled reactor: A review. Annals of Nuclear Energy. 2020, 135: 106948.
  9. Wang D Q, Yan B H*, Chen J Y. The opportunities and challenges of micro heat piped cooled reactor system with high ef?ciency energy conversion units. Annals of Nuclear Energy. 2020, 149: 107808.
  10. Wang L S, Yan B H*. The scaling technology in nuclear reactor thermal hydraulic. Annals of Nuclear Energy. 2021, 161: 108440.
  11. Wang L S, Yan B H*. Scaling analysis of the thermal hydraulic behavior in the secondary side of steam generator. Annals of Nuclear Energy. 2021, 164: 108609.
  12. Wang L S, Yan B H*. Scaling analysis of the hydraulic behavior in reactor pressure vessel. Annals of Nuclear Energy. 2021, 161: 108636.
  13. Wang C, Zhang J, Yan B H*. Fractional scaling analysis for the thermal hydraulic behavior of pressurizer. Annals of Nuclear Energy. 2021, 165: 108663.
  14. Li S N, Liang Z T, Yan B H*. A medium temperature heat pipe cooled reactor. Annals of Nuclear Energy. 2022, 172: 109068.
  15. Wang L S, Ye W J, He X Q, Wu S Q, Ming P J, Wang J, Cheng H*, Yan B H*. Experimental study on the CHF enhancement effect of nanofluids on the oxidized low carbon steel surface. Applied Thermal Engineering. 2022, 204: 117968.

在研項(xiàng)目：

  1. 校企合作課題，事故下異形燃料包殼高溫氧化失效行為研究，2023/03-2024/03，主持
  2. 校企合作課題，試驗(yàn)裝置模化評(píng)估服務(wù)采購(gòu)，2023/02-2023/07，主持
  3. 校企合作課題，試驗(yàn)裝置模化評(píng)估，2022/01-2022/12，主持
  4. 裝備預(yù)研項(xiàng)目，某反應(yīng)堆的概念設(shè)計(jì)，2022/02-2022/08，主持
  5. 校企合作課題，抑壓噴管傳熱性能計(jì)算，2021/09-2021/12，主持
  6. 校企合作課題，抑壓噴管開孔設(shè)計(jì)，2021/05-2021/12，主持
  7. 校企合作課題，華龍一號(hào)整體效應(yīng)試驗(yàn)裝置模化評(píng)估，2021/02-2021/12，主持
  8. 校企合作課題，冷卻劑內(nèi)裂變產(chǎn)物源項(xiàng)計(jì)算軟件，2020/04-2021/08，主持
  9. 校企合作課題，小型壓水堆燃料組件選型研究技術(shù)，2018/7-2019/6，主持