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刘鹏飞 讲师
所在系所：核科学与工程学院 |
教育背景
2002-2006 西安交通大学自动化专业 博士
1999-2002 西安交通大学核能科学与工程专业 硕士
1995 -1999 西安交通大学电气工程与自动化专业 学士
1999-2002 西安交通大学核能科学与工程专业 硕士
1995 -1999 西安交通大学电气工程与自动化专业 学士
工作经历
2006.12-2009.02 上海交通大学核科学与工程学院 博士后
2009.03-2018.06 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，硕导，兼核学院办公室主任
2018.07-至今 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，博导，兼学院办公室主任
2009.03-2018.06 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，硕导，兼核学院办公室主任
2018.07-至今 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，博导，兼学院办公室主任
出访及挂职经历
2009.10-2010.03 日本大阪大学能源与环境工程系 访问学者
研究方向
反应堆热工水力；
反应堆安全及严重事故；
先进反应堆仪表与控制
反应堆安全及严重事故；
先进反应堆仪表与控制
科研项目
负责项目：
2018-2019， 大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究子课题3-熔池传热和CHF试验研究，国家重大专项课题，子课题负责人；
2016-2017，燃料和冷却剂相互作用试验验证项目，GF纵向课题，项目负责人；
2016-2017，压水堆核电机组热工水力等值建模项目，中国电力科学研究院合作课题，项目负责人；
2015-2016，ERVC拓展试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
2015-2016，CAP1400管道材质分析试验平台及管道汽液两相流试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
2014-2015，反应堆压力容器支座温度场测量试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
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；
2011－2015， ACPR1000控制系统仿真平台开发，深圳中广核工程设计有限公司合作课题，项目负责人；
2010－2011，系统仿真与控制实验室建设项目，GF特色专业建设项目，项目负责人；
2008－2011，超临界水堆稳定性分析程序研发，973计划项目专题，项目负责人；
2009－2010，核电厂数字化仪控系统可靠性分析动态建模方法研究，日本文部科学省核科学研究交流项目（MEXT/NREP）-关西电力支持，项目负责人；
2008－2009， DCS仿真功能测试系统开发项目，岭东核电有限公司合作课题，负责人之一；
2007－2008， 基于AP1000的核电站全范围模拟机仿真平台核心程序研究，上海市博士后基金，项目负责人；
参与项目：
2011－2012 企业项目 “核动力装置运行与安全分析平台合同”，主参排2 ；
2011－2012 企业项目 “红沿河核电项目DCS控制通道测试系统开发”，主参排2 ；
2010－2013 国家自然科学基金项目 “液态金属环境下喷射水接触传热特性研究”，主参排2；
2007－2011，973项目“超临界水堆关键科学问题研究子课题4”，主要参与人，负责超临界水多功能实验台架的电气系统和测控系统设计、建设与程序开发；
2009 ― 2010 企业项目 “AP1000核电站工程分析器技术方案及平台架构分析研究”，主参排2；
2009－2011，国家自然科学基金项目“紧密栅内超临界流体流动结构和固体颗粒输运特性研究”，主参排2；
2009 ― 2010 企业项目“核电站仿真试验台研发”，主参排2；
2008 ― 2009 企业项目“核电站仿真功能测试系统”，主参排2；
2007 ― 2008 企业项目“船用核动力装置仿真平台研制”，主参排2；
2007 ― 2008 企业项目“岭澳核电站二回路瞬态模型研究及核电厂瞬态验证”，主参排2
2018-2019， 大型非能动核电厂熔融物滞留深化研究子课题3-熔池传热和CHF试验研究，国家重大专项课题，子课题负责人；
2016-2017，燃料和冷却剂相互作用试验验证项目，GF纵向课题，项目负责人；
2016-2017，压水堆核电机组热工水力等值建模项目，中国电力科学研究院合作课题，项目负责人；
2015-2016，ERVC拓展试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
2015-2016，CAP1400管道材质分析试验平台及管道汽液两相流试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
2014-2015，反应堆压力容器支座温度场测量试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
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；
2011－2015， ACPR1000控制系统仿真平台开发，深圳中广核工程设计有限公司合作课题，项目负责人；
2010－2011，系统仿真与控制实验室建设项目，GF特色专业建设项目，项目负责人；
2008－2011，超临界水堆稳定性分析程序研发，973计划项目专题，项目负责人；
2009－2010，核电厂数字化仪控系统可靠性分析动态建模方法研究，日本文部科学省核科学研究交流项目（MEXT/NREP）-关西电力支持，项目负责人；
2008－2009， DCS仿真功能测试系统开发项目，岭东核电有限公司合作课题，负责人之一；
2007－2008， 基于AP1000的核电站全范围模拟机仿真平台核心程序研究，上海市博士后基金，项目负责人；
参与项目：
2011－2012 企业项目 “核动力装置运行与安全分析平台合同”，主参排2 ；
2011－2012 企业项目 “红沿河核电项目DCS控制通道测试系统开发”，主参排2 ；
2010－2013 国家自然科学基金项目 “液态金属环境下喷射水接触传热特性研究”，主参排2；
2007－2011，973项目“超临界水堆关键科学问题研究子课题4”，主要参与人，负责超临界水多功能实验台架的电气系统和测控系统设计、建设与程序开发；
2009 ― 2010 企业项目 “AP1000核电站工程分析器技术方案及平台架构分析研究”，主参排2；
2009－2011，国家自然科学基金项目“紧密栅内超临界流体流动结构和固体颗粒输运特性研究”，主参排2；
2009 ― 2010 企业项目“核电站仿真试验台研发”，主参排2；
2008 ― 2009 企业项目“核电站仿真功能测试系统”，主参排2；
2007 ― 2008 企业项目“船用核动力装置仿真平台研制”，主参排2；
2007 ― 2008 企业项目“岭澳核电站二回路瞬态模型研究及核电厂瞬态验证”，主参排2
代表性论文专著
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.
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；
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
中国核学会会员；
上海市核学会会员
荣誉奖励
2018年，核能行业协会科技技术奖一等奖 “CAP1400 ERVC全高度下封头外壁临界热通量试验研究”
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。科学技术奖三等奖
地址：中国·上海市闵行区东川路800号 200240
网址：：http://nsse.sjtu.edu.cn
电话：021-34205182 传真：021-34205182
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