程旭

1986―1991 德国Braunschweig工业大学大学核工程专业 博士
1984―1986 德国Braunschweig工业大学大学核工程专业 硕士
1978―1982 西安交通大学反应堆工程专业 学士

2011―现在 上海交通大学核科学与工程学院 教授、博导 
2005―2011 上海交通大学核科学与工程学院 院长 教授、博导 
2002―2005 卡尔斯鲁尔研究中心加速器驱动核装置研究室 　主任 
2001―2002 阿贡国立实验室　访问学者 
1994―2005 卡尔斯鲁尔研究中心能源与核能研究所　高级研究员 
1991―1993 卡尔斯鲁尔研究中心技术物理研究所 　博士后

核反应堆工程 
先进核能系统 
核安全 
核燃料嬗变 
实验与计算传热学

2007―2011 科技部973项目“超临界水堆关键科学问题的基础研究”，首席科学家 
2009―2012 国家杰出青年科学基金，“加速器驱动次临界嬗变系统器堆耦合的基础研究”项目负责人 
2007―2010 中国广东核电集团产学研合作项目 “超临界热工水力综合试验设施共建”，项目负责人 
2007―2010 加拿大原子能公司（AECL）项目“Examination of Effects of Flow Conditions on Heat Transfer in Supercritical Fluids”，项目负责人 
2006―2008 上海市浦江人才计划项目“先进压水堆安全壳非能动冷却系统的研究”，项目负责人 
2002―2003 欧盟科研项目“TETRA：欧盟嬗变技术工作组组长 
1998―2005 欧盟科研项目“MEGAPIE：国际第一个液态重金属靶件/靶件的热工设计(子项目) ”，子项目负责人 
1997―2000 欧盟重大科研项目“DABASCO:先进压水堆安全壳非能动安全系统”，项目首席科学家

1.Cheng, X., Yu, Y.Q., Local Thermal-hydraulic Behaviour in Tight 7-rod Bundles, Nuclear Engineering and Design, Vol. 239, No.10, 2009:1944-1955.
2.Cheng, X., Yang, Y.H., Huang, S.F., A Simplified Method for Heat Transfer Prediction of Supercritical Fluids in Circular Tubes, Annals of Nuclear Energy, Vol. 39, No. 8,2009:1120-1128.
3.Cheng, X., Yang, Y.H., A Point-Hydraulics Model for Flow Stability Analysis, Nuclear Engineering and Design, Vol. 238, No.1, 2008: 188-199.
4.Cheng, X., Liu, X.J., Yang, Y.H., A Mixed Core for Supercritical Water-Cooled Reactors, Nuclear Engineering and Technology, Vol. 40, No.2, 2008:117-126.
5.Cheng, X., Tak N.I., Computational Fluid Dynamics Analysis of Heat Transfer to Heavy Liquid Metals in Bare Rod Bundles, Nuclear Technology, Vol.158, No.2,2007: 229-236.
6.Cheng, X., Kuang B., Yang, Y.H.,Numerical Analysis of Heat Transfer in Supercritical Water Cooled Flow Channels, Nuclear Engineering and Design, v237, No.3, 2007: 240-252.
7.Cheng, X. Batta, A. Tak, N.I., Investigations of Hydraulic Behavior in Spallation Target Configurations, Nuclear Technology, Vol.154, No.1, 2006: 1-12.
8.Cheng, X., Sub-Channel Analysis of Fuel Assemblies of European Experimental ADS, Nuclear Technology, Vol.154, 2006: 52-68.
9.Cheng, X., Experimental Studies on Critical Heat Flux in Vertical Tight 37-Rod Bundles Using Freon-12, International Journal of Multiphase Flow, Vol.31, 2005: 1198-1219.
10.Liu, X.J., Cheng, X. Thermal-hydraulic and Neutron-physical Characteristics of a New SCWR Fuel Assembly, Annals of Nuclear Energy,Vol.36,No.1, 2009: 28-36.

1、课程名称：多相流动基础（双语）
授课对象：本科生/硕士生/博士生 
学时数：36
学分：2
2、课程名称：核能科学发展前沿 
授课对象：硕士生/博士生 
学时数：36
学分：2

2010 大会学术委员会主席8th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8)
2008 大会学术委员会联合主席7th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7)
2008 大会学术委员会主席International Workshop on Passive Safety Systems in Advanced Pressurized Water Reactors (IPASS)
2007 大会学术委员会主席3rd International Symposium on Super-critical Water Cooled Reactors – Design and Technologies
2006—现在 中国核动力研究设计院 客座研究员 
2003―现在 中国原子能科学研究院 客座教授和高级顾问

2009 国家杰出青年科学基金 
2006 教育部长江学者特聘教授 
2006 上海市浦江人才计划