刘鹏飞 讲师
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通讯地址上海市东川路800号 上海交大机械与动力工程学院主楼330室
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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

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

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****

研究方向 反应堆安全；
反应堆仪控；
反应堆热工水力

科研项目 负责项目：
2018-2019，国家重大专项“熔池传热和CHF试验研究（子课题三）”，项目负责人；
2016-2017，燃料和冷却剂相互作用试验验证项目，负责人；
2016-2017，压水堆核电机组热工水力等值建模项目，负责人；
2015-2016，ERVC拓展试验项目，重大专项课题，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，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，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，企业课题“深圳中广核工程设计有限公司ACPR1000项目－ACPR1000控制系统仿真平台开发”，负责人；
2010－2011，国防特色专业系统仿真与控制实验室建设项目，负责人；
2008－2011，973项目子课题6专题：超临界水堆稳定性分析程序研发，负责人；
2009－2010，日本文部科学省核科学研究交流项目（MEXT/NREP）“核电厂数字化仪控系统可靠性分析动态建模方法研究”，负责人；
2008－2009，岭东核电有限公司“DCS仿真功能测试系统开发项目”，负责人之一；
2007－2008，上海市博士后基金“基于AP1000的核电站全范围模拟机仿真平台核心程序研究”，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”，主要参与人 ；
2011－2012 企业项目 “红沿河核电项目DCS控制通道测试系统开发”，主要参与人 ；
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”，参与人；
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”，主要参与人；
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”，主要参与人；
2009 ― 2010 企业项目“核电站仿真试验台研发”，主要参与人；
2008 ― 2009 企业项目“核电站仿真功能测试系统”，主要参与人；
2007 ― 2008 企业项目“船用核动力装置仿真平台研制”，主要参与人；
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”，主要参与人

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． 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)
5． 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)
6． 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)
7． 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)

近5年会议文章
1．Longkun He, Liu Pengfei *, Xisi Zhang, Wenjun Hu, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental Study on the Interaction of Molten Sn With Water，DOI: 10.1115/ICONE26-82204，2018，London, England.
2. Haozheng Kong, Bo Kuang, Pengfei Liu, Xia Lu, Yi Yao, Lifang Liu,Bo Dong. Evaluation of IET Facility Applicability on Simulating SBLOCA in Large-Scale Passive PWR Plant, DOI: 10.1115/ICONE26-82630, 2018，London, England.
3．Fan Wang，Bo Kuang， Pengfei Liu， Longkun He. Experimental Investigation on Boiling Flow Characteristics Under Passive IVR-ERVC Conditions，DOI: 10.1115/ICONE26-82254, 2018，London, England.
4. Longkun He, Pengfei Liu*, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental study on the interaction of molten 304SS with water. NUSSA-2018, Chengdu.
5. WEI Liangzhang , LIU Pengfei*, KUANG Bo, LIN Meng. Development and validation of a hardware-in-loop NPP digital I&C system simulation platform. NUSSA-2018, Chengdu.
6. Cao Chengque, Kuang Bo, Liu Pengfei. Dynamic Stability Analysis of Supercritical Natural Circulation Loop :Frequency Domain method，2018, NUTHOS-12,Qingdao.
6. Wang Xin, Kuang Bo, Liu Pengfei，Li Yan。Analysis on Performance of Moving Body Dynamics in a Hydraulic Driven Shutdown Subassembly for Sodium Cooled Fast Reactor，12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)，2018.10，Qingdao, China
7. Kuang B.; Liu P.F.; Wang F.; Cao K.M.; Zhang K. Influences of some engineered factors on IVR-ERVC limits. 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 2017, 2017-9-3 ~ 2017-9-8, 2017
8. 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
9. 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.
10. 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
11. 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


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： 48；学分：3；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-至今；
中国核学会会员；
上海市核学会会员

荣誉奖励 2018年，获中国核能行业协会一等奖，“CAP1400 ERVC全高度下封头外壁临界热通量试验研究”；
2017年，获《科学中国人》2016年度科学人物；
2016年，获上海交通大学烛光奖二等奖；
2015年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2013年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2012年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2012年，获上海交通大学“SMC-晨星****奖励计划”优秀青年教师（C类）；
2011年，获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，获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。