姓名：陈娟
职称：讲师
所在院系：核科学与工程学院
研究方向：
[1]系统分析程序开发、瞬态及事故安全特性分析
Thermal-hydraulic analysismodel，transient analysis of typical accidents
[2]核反应堆核热耦合计算
Coupled neutronics and thermal-hydraulics analysis
[3]机组可利用率损失评价
System unavailability estimates
联系方式:
办公地址：主楼G215
电子邮箱：chenjuan2009@ncepu.edu.cn
办公电话：**
个人简介及主要荣誉称号：
陈娟，女，1985年10月生。2006年、2009年在华北电力大学热能与动力工程专业、热能工程获得学士、硕士学位，2013年在华北电力大学动力机械及工程专业获得博士学位。
主要从事核反应堆系统分析、瞬态及事故特性分析、以及核热耦合建模方面的研究工作，建立了超临界稳态和瞬态核热耦合模型、典型设计基准事故分析模型，分析了超临界水堆的安全特性；近期重点研究反应堆小破口事故机理、喷放卸压模型、再淹没机理模型。先后参与973子课题1项、国家自然科学基金1项、国家重点研发计划课题1项以及多项横向课题。参编出版教材2部，发表SCI和EI收录论文10余篇，授权专利7项。作为第二完成人，获得省部级科技奖励1项、消极科技奖励2项。
教学与人才培养情况:
1.教学课程：
传热学，2014-至今，72学时/64学时，60人
核反应堆热工分析，2014-至今，56/48学时，30人
Fluid dynamics,2014-2016年，48学时，30人

主要科研项目情况:
[1]国家重点研发计划项目，核电站泄漏放射性核素在邻近海域的动态迁移和衰减规律研究，2016-2020，180万元，参与
[2]北京市自然科学基金项目，超临界水中细颗粒物运动沉积规律研究，2017-2022，20万元，参与
[3]中国原子能科学研究院委托项目，温度整定值计算分析，2017-2019，110万元，项目管理
[4]中央高校基本科研业务费，超临界水堆堆芯冷却剂流动的湍流效应研究，2017-2019，8万元，主持
[5]中国科学院合肥物质科学研究院，铅基反应堆燃料组件热工水力分析，2016-2017，48万元，参与
[6]中央高校基本科研业务费，CSR1000超临界堆小破口事故机理研究，2014-2016，4万元，主持
[7]中国核动力研究设计院委托项目，CSR1000典型事故分析，2014-2015，10万元，参与
[8]中国核电工程有限公司委托项目，常规岛系统导致机组可利用率损失评价，2014-2016，85.5万元，参与
[9]国家重点实验室开发课题，超临界水自然循环流动换热特性研究，2013-2015，25万元，参与
主要获奖:
[1]河北省科技厅，2014年12月，核电站严重事故缓解系统，河北省科学技术奖技术发明奖三等奖，第2完成人
[2]华北电力大学，2012年12月，核电站常规岛设计和建造关键技术发展研究，华北电力大学校科技成果奖二等奖，第2完成人
[3]华北电力大学，2011年12月，先进核电站设计关键技术分析研究，华北电力大学校科技成果二等奖，第2完成人
代表性论著:
[1]周涛，陈娟，李宇，宋明强，非能动概念与技术、清华大学出版社，2016年6月
[2]周涛，杨洲，陈娟，宋春财，马栋梁，王娟，王尧新，代伟力，刘亮，齐实，苏子威，李丽琴，李精精，邹文重，张晗，陈杰，林达平，琚忠云，蒋兴，程万旭，核电风险与保险、中国原子能出版社，2017年3月
[1] Chen Juan, Zhou Tao, Liu Liang, Fang Xiaolu. analysis on LOCA for CSR1000[J]. Annals of nuclear energy, 2017, 110: 903-908.（SCI收录）
[2] Chen Juan, Zhou Tao, Chen Jie, Liu Liang, Muhammad Ali Shahzad, Muhammad Zeeshan Ali, Xia Bangyang. A calculation method for transient flow distribution of SCWR[J]. Annals of nuclear energy, 2017, 110: 541-546. （SCI收录）
[3] Chen Juan, Zhou Tao, Hou Zhousen, Cheng Wanxu. Thermo-hydraulic analysis for SCWR during power-raising phase of startup[J]. Nuclear Science and Techniques, 2012, 23(3): 181-192. （SCI收录）
[4] Zhou Tao, Chen Juan, Cheng Wanxu. Thermo hydraulic analysis of narrow channel effect in supercritical-pressure light water reactor[J]. Annals of Nuclear Energy, 2012, 47: 234-241. （SCI收录）
[5] Zhou Tao, Chen Juan, Luo Feng, Cheng Wanxu. Fuzzy PSA evaluation method for passive residual heat removal system[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 247: 230-235. （SCI收录）
[6]Chen Juan, Zhou Tao, Liu Liang, Cheng Wanxu. Coupling characteristics of supercritical water-cooled reactor with different enrichment layouts[100]. Proceedings of the CSEE, 2013, 33(29): 80-87(EI收录)
[7]陈娟，马栋梁，周涛，齐实，肖泽军. 基于灰色关联度的超临界水自然循环换热系数影响因素分析[J]. 核动力工程，2017，38（2）：19-23. （EI收录）
[8]陈娟，周涛，齐实，马栋梁，肖泽军. 矩形通道自然循环流动不稳定性实验研究[J]. 核动力工程，2017，38（2）：51-55. （EI收录）
[9]陈娟，周涛，刘亮，程万旭. 不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性[J]. 中国电机工程学报，2013，33（29）：80-87. （EI收录）
[10]陈娟，周涛，罗峰，王晗丁，程万旭. 物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析[J]. 原子能科学技术，2013，47（5）：804-810. （EI收录）