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匡波 副教授 所在系所：核科学与工程学院 办公电话：021-34206560 通讯地址：上海交通大学机械与动力工程学院A楼336室 电子邮件：bkuang@sjtu.edu.cn |
1986-1990 华中理工大学制冷设备与低温工程专业 学士
1996-1998 上海交通大学大学动力机械工程系核工程研究所 博士后
1998-2001 上海交通大学动力与能源工程学院核动力工程及自动化系 副教授
2001-2002 斯图加特大学核能与能源系统研究所 访问学者
2002-2003 上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系 副教授，副系主任
2004 上海交通大学空天科学技术研究院 副教授
2005至今 上海交通大学核科学与工程学院 副教授
反应堆热工水力与安全；
核反应堆严重事故与非能动安全；
先进反应堆；
热工水力及安全分析程序的验证与确认。
2008-2009 中广核集团中科华核电技术研究院项目“LOCA炉试验台模拟计算”，负责人；2008-2009 中广核集团中科华核电技术研究院项目“CPR1000堆芯熔化后压力容器外部冷却有效性研究”，负责人之一 ；
2008-2009 中广核工程设计有限公司研究课题“堆腔注水有效性及负面风险研究”，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”，负责人 ；
2007－2011 “973”项目“超临界水堆关键科学问题的基础研究”，学术骨干；
2008-2010 上海航天基金项目，负责人；
2010-2013 国家自然科学基金项目，“基于界面面积传输机理的沸腾两相流型演化动态模型”，负责人；
2010-2013 国防973项目课题2子专题，负责人；
2012-2015 大型先进压水堆国家科技重大专项课题“CAP1400熔融物堆内滞留（IVR）研究及试验”之2、6子课题，负责人；
2016-2019 国防科工局核能开发项目“液体悬浮式非能动停堆组件水力设计程序开发与试验验证”课题，负责人;
2016-2017 大型先进压水堆国家科技重大专项项目“CAP1400常规岛材质分析试验平台，管道汽液两相流试验平台试制改造”项目，负责人之一；
2017-2018 “龙原工程燃料和冷却剂相互作用实验研究”项目，主参；
2017-2018 大型先进压水堆国家科技重大专项外协课题“CAP1400 SBLOCA分析的比例模化研究与SET验证”项目，负责人；
2018-2019 “MOX堆芯事故分析FASYS与子通道程序第三方验证”项目，负责人；
2018-2019 “液体悬浮式非能动停堆组件功能试验与水回路整机验证试验”项目，负责人。
其他纵、横向项目（参与或负责）10余项。
授课对象：本科生；学时数：48学时；学分：3.0
2、课程名称：核电厂系统与设备
授课对象：本科生；学时数：36学时；学分：2.0
3、课程名称：气液两相流动与传热
授课对象：硕士生；学时数：48学时；学分：3.0
4、课程名称：两相流与沸腾传热
授课对象：博士生；学时数：48学时；学分：3.0
5、课程名称：气液两相流与沸腾传热
授课对象：工程硕士；学时数：48学时；学分：3.0
6、课程名称：专业英语
授课对象：工程硕士；学时数：18学时；学分：1.0
(b) 大型先进压水堆与高温气冷堆国家科技重大专项CAP1400试验课题技术创新（试验设计）奖，获得者；
(c) 国防科学技术进步奖一等奖（上海交通大学），上海交大方项目负责人之一；
(d) 中核集团公司科学技术奖（上海交通大学），上海交大方项目负责人之一；
(e) CAP1400 ERVC 全高度下封头外壁临界热通量试验研究，2018年度中国核能行业协会科学技术奖（科技进步奖）一等奖，获奖者，排2。
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