2011-2014,国家重大专项“ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验; CAP1400非能动ERVC全高度循环流动与传热综合试验验证平台”;技术负责人;
期刊文章
1. Liu Pengfei ,Hou Dong,Kuang Bo,Yang Yanhua,1-D Dynamic Stability Analysis of Mixed-Spectrum Supercritical Water Reactor Core,Annals of Nuclear Energy,2017.03,101:278-292 (SCI/EI)
2. Pengfei Liu, Chunyu Bi,Yang Yu, Meng Lin1, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su。Development of a hardware-in- loop simulation platform for NPP main control systems. MATEC Web of Conferences,2017.11,128: 02012(EI)
3. Chunyu Bi,Pengfei Liu, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su, Simulation Study and Parameter Evaluation on Water Level Control System of Steam Generator in Nuclear Power Plant, Advances in Intelligent Systems Research,2017.7,134:38-41.
4. 赵男; 匡波; 刘鹏飞; 王凡,流道因素对熔融物堆内滞留压力容器下封头外的冷却能力影响试验研究,电力与能源,2017.06.20,38(3):310-315.
5. 徐辉,匡波,刘鹏飞,等,超蒸发表面结构应用于ERVC 增强的初步实验研究,应用科技,DOI: 10.11991/ yykj. 201704003。
6. 唐超力,匡波,刘鹏飞,朱晨,王凡,非能动IVR-ERVC试验装置的流动特性初步研究,核技术,Vol. 37, No. 12, 2014.12.
7. Pengfei Liu,Dong Hou, Meng Lin, Bo Kuang. Stability analysis of parallel-channel systems under supercritical pressure with heat exchanging. Annals of Nuclear Energy 69 (2014) 267–277 (SCI/EI)
8. 倪亮,刘鹏飞,匡波,唐琪. 核电厂实施非能动IVR-ERVC措施时朝下曲面CHF特性试验[J]. 电力与能源,34(2):107-112.
9. 朱郁波, 刘鹏飞, 侯东, 杨燕华. 混合能谱超临界水冷堆快谱区流动稳定性研究[J]. 原子能科学技术, 2013, 47(2): 238-242
10. 侯东,刘鹏飞,林萌,杨燕华.加热流道内超临界流动的稳定性分析-频域分析[J],上海交通大学学报,2012,46(4):520-523 (EI)
11. 侯东,刘鹏飞,林萌,杨燕华.加热流道内超临界流动的稳定性分析-时域分析[J],上海交通大学学报,2012,46(4):524-529 (EI)
12. 熊义强,林萌,刘鹏飞,杨燕华。CPRl000型核电站给水泵事故瞬态分析[J],原子能科学技术, 2012, 46(7): 831-836 (EI)
13. 龚湛,林萌,刘鹏飞,杨燕华. Pl000核电站仿真分析平台的研发[J],热力发电,2012, 41(3): 831-836:32-37
14. Dong Hou , Meng Lin, Pengfei Liu, Yanhua Yang,Stability analysis of parallel-channel systems with forced flows under supercritical pressure[J], Annals of Nuclear Energy 38 (2011) 2386–2396 (SCI/EI)
15. 侯东,林萌,杨宗伟,刘鹏飞,杨燕华。核电站DCS闭环测试台的研发及应用[J]。核动力工程,2011(4):66-71. (EI)
16. 侯东,许志红,林萌,刘鹏飞,杨燕华。垂直加热通道内超临界水流动稳定性参数敏感性分析[J]。核科学与工程,2011(1):15-21.
17. Meng Lin, Dong Hou, Pengfei Liu, Zongwei Yang, Yanhua Yang. Main Control System Verification and Validation of NPP Digital I&C System based on Engineering Simulator, Nuclear Engineering and Design, 2010, 240(7), 1887-1896.(SCI/ EI)
18. 朱立志,林萌,杨宗伟,刘鹏飞,杨燕华。核电厂数字化仪表控制系统仿真测试平台开发[J],核动力工程,2010,31(5):113-117 (EI)
19. 刘鹏飞,林萌,侯东,陈智,杨燕华。核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究[J],核动力工程,2009,30(5s):48-51 (EI)
20. 刘鹏飞,杨燕华,等. 虚拟现实技术在核电站仿真中的应用[J].原子能科学技术,2008,10,42S:169-175.(EI)
21. Pengfei Liu, Jiuqiang Han,et. Gait Synthesis Based on FWN for a Five-link Biped Robot. International Journal of Wavelets, Multi-resolution and Information Processing.2007,5(1):197-211 (SCI/EI)
22. 刘鹏飞,韩九强等。基于USB 的高分辨率CMOS 图像采集系统研究。组合机床及自动化加工技术,2007,5:1-4
23. 刘鹏飞,韩九强。基于开放式控制器的机器人视觉伺服系统研究。计算机集成制造系统,2006,12(6):955-960。
24. 刘鹏飞,韩九强等。机器人视觉伺服系统中上下位机间的USB 通信。组合机床与自动化加工技术,2006,4:55-58
25. 刘鹏飞,韩九强等。Motoman 机器人的运动学建模及基于BP 网络的IKP 研究。微电子学与计算机. 2004, 21(11):6-9.
会议文章
1. Pengfei Liu ,Xian Zhang, Nan Zhao, Junliang Liu, Kuang Bo,Preliminary Experimental Study on Erosion-Corrosion Behavior of Second Loop Pipeline in Nuclear Power Plant with Vapor Liquid Two Phase Flow,25rd International Conference on Nuclear Engineering(ICONE25),Shanghai,2017:ICONE25- 67762
2. Pengfei Liu, Bo Kuang. Experimental study on CHF characteristics with downward-facing curved heating surface under natural circulation condition[C], ICONE23-1925,. 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE23),Japan,2015.
3. 贺隆坤,刘鹏飞,匡波等,表面特性对倾斜朝下加热面沸腾换热的影响[C].第十四届全国反应堆热工流体学术会议,北京,2015年
4. Kuang Bo, Liu Pengfei, Fan Yunliang, Zhu Chen, Tang Chaoli, Wang Fan, Some experimental phenomena in a full-height ERVC strategy validation test facility for a large advanced PWR, Int. Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014),Sept. 3-5, 2014, Chiba, Japan
5. Pengfei Liu. Heat transfer to water at supercritical pressure flowing upwards in vertical tubes[C].International Meeting of Specialists in Heat Transfer to Fluids at Supercritical Pressure, Manchester, UK, 30th June/1st July 2014
6. Pengfei Liu, Akira Yamaguchi, Takashi Takata. Markov modeling of digital instrumentation and control system for probabilistic risk assessments in nuclear power plant[C]. NUTHOS-8, Oct,2010,Shanghai,China。
7. Pengfei Liu,Yanhua Yang,et. Frequency Domain Linear Stability Analysis of Simplified Supercritical Water-cooled Reactor. Proceeding of 17th International Conference on Nuclear Energy.2009. Brussels, Belgium.
教学工作
1.课程名称:核电厂运行与控制;授课对象:本科生;学时数: 32;学分:2;主讲老师;
2.课程名称:核电厂控制与保护;授课对象:本科生;学时数: 32;学分:2;主讲老师;
3.课程名称:核能科学发展前沿;授课对象:研究生;学时数: 36;学分:2; 主讲老师;
4.课程名称:汽液两相流动与传热;授课对象:研究生;学时数: 54;学分:3;
学术兼职
中国电机工程学会,核能发电分会,委员,2013-2017;
中国核学会会员;
上海市核学会会员
荣誉奖励
科学中国人2016年度人物;
2016年度上海交通大学烛光奖二等奖;
2015年度上海交通大学年度考核优秀奖;
2013年度上海交通大学年度考核优秀奖;
2012年度上海交通大学年度考核优秀奖;
2012年度上海交通大学“SMC-晨星学者奖励计划”优秀青年教师(C类);
2011中国核能行业协会科学技术奖三等奖“核电站仿真技术在反应堆控制系统调试启动中的应用” ;
2008年核反应堆系统设计技术国家级重点实验室学术交流会二等奖。