DOC《...中核核反应堆热工水力技术重点实验室主任。中核集团》

黄彦平,男,博士,1968年12月生,研究员,博士生导师.

中国核动力研究设计院反应堆工程研究所副所长兼总工程师,中核核反应堆热工水力技术重点实验室主任.中核集团核反应堆热工及流体力学分领域科技带头人,国防科技工业核动力技术创新中心技术首席,某核动力技术专项技术总监,中国核学会反应堆热工流体专业委员会秘书长,享受政府特殊津贴. 国家杰出青年科学基金获得者,国家安全重大基础研究项目(国防973)技术首席,入选国家百千万人才工程,国家级有突出贡献的中青年专家,中核集团科技带头人,第四代核能系统国际论坛超临界水冷堆核能系统国际主席,第

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21、22届国际核工程大会技术委员会主席. 1987年9月-1994年6月,2000年9月-2003年12月在西安交通大学核反应堆工程、核能科学与工程、核科学与技术专业获学士、硕士、博士学位.1994年毕业后长期在中国核动力研究设计院核动力工程技术研发一线工作,一直致力于核反应堆热工水力基础理论及先进核动力总体技术研究,主要在自然循环理论研究及工程应用研究,板型燃料元件流动、传热、沸腾机理与流动失稳研究及应用,棒状燃料元件堆芯热工水力学理论与实验研究,超临界水冷堆技术研究开发,严重事故实验研究方面开展了大量的应用基础与应用研究,取得了一系列创新成果.依托长期的研究开发经验首次提出了超临界二氧化碳核能系统概念和数字实验理论与技术开发两个全新的研究方向方面,得到国家大力支持.超碳动力概念进入国家创新发展规划. 实验探索了应用于核动力系统自然循环及非能动安全技术的科学原理和技术途径,提出了"十大模拟准则",成果成功应用于实艇工程,获国防科学技术一等奖,排名第一;

系统研究了陆海基条件下矩形窄缝通道内流动、传热、沸腾临界、流动失稳机理和强化传热方法,发展了一套完整的该型堆芯热工水力特性的模型预测方法,构建了纵向涡强化传热新理论,成果应用于某示范堆工程,获国防科学技术一等奖,排名第二;

揭示了超临界流体拟临界区物性畸变诱导热质传递异化的物理机制,建立了流动传热预测方法并成功应用于我国超临界水冷堆自主品牌CSR1000,成果获国防科学技术二等奖,担任国际超临界水冷堆技术指导委员会主席并主持国际研发计划;

探索了超临界流体工质应用于核动力系统的新方法,首次提出了超临界二氧化碳核反应堆及能量转换技术新概念,完成了超临界二氧化碳工质热质传递的基础理论和实验研究,发展了系统热经济学评价方法和体系,已列入"十三五"国家相关部委的重点支持项目. 获各类科技奖励27项,其中国防科技一等奖3项、二等奖7项;

发表SCI收录论文50余篇,与国际专家合著英文专著1部,NERS等国际杂志副主编、编委、审稿人;

授权发明专利70余项,受邀作国际学术会议大会报告20次,任西安交大、哈工大等五所高校兼职教授. 联系方式:[email protected]