个人简介

陈佳跃 中山大学 中法核工程与技术学院 副教授 硕士生导师

教育背景

2015-2018，上海交通大学，核科学与技术，工学博士

工作经历

2018-2024，中山大学，中法核工程与技术学院，副研究员

科研项目

1. 2019-2023，国家重点研发计划，堆内熔融物晚期进程模拟分析，子课题负责人；

2. 2019-2023，国家重点研发计划，堆芯早期行为及反应堆系统热工水力分析模块开发，骨干；

3. 2019-2022，核能开发科研项目，安全壳软件对比验证，子课题负责人；

4. 2020-2021，核反应堆系统设计技术重点实验室基金，矩形并联多通道流动传热的不均匀性分析方法研究，主持；

5. 2020-2021，GFJG项目，设计基准XXX，主持；

6. 2020-2021，GFJG项目，微型XXX，主持；

7. 2020-2021，GFJG项目，熔融池XXX，主持；

另主持校企合作项目若干项。

期刊论文

1. Chen J*, Liu Z, Li W. Development and assessment of an additional inertia force model for one-dimensional nuclear system analysis code under ocean conditions. Progress in Nuclear Energy, 2025, 180:105597.

2. Huang H, Deng Z, Cheng S*, Chen J*. Systematic experimental investigation on pressure build-up characteristics of water jet injection into a molten LBE pool. Nuclear Science and Techniques, 2024, 1001-8042.

3. Liu F, Zhang X, Chen J. Analysis of coupled flow and heat transfer in primary and secondary sides of helical coil Once-through steam generator. Annals of Nuclear Energy, 2021, 153:108069. 

4. Liu F, Chen H, Chen J*. Numerical simulation of shock wave problems with the two-phase two-fluid model, Progress of Nuclear Energy, 2019, 103259.

5. Chen J*, Chen H, Zhang X. Implementation and validation of a one-step coupled solution method for the two-fluid model. Nuclear Engineering and Design, 2019, 348:56-64.

6. Chen H, Chen J, Zhang X*. Development of thermal-hydraulic analysis code of a helically coiled once-through steam generator based on two-fluid model. Annals of Nuclear Energy, 2019, 132:773-783.

7. Chen J, Gu H, Xiong Z. Development of a one-dimensional transient model for predicting flow instability at supercritical pressures. Progress in Nuclear Energy. 2019, 112:162-170. 

8. Chen J, Xiong Z, Y Xiao, Gu H. Experimental study on the grid-enhanced heat transfer at supercritical pressures in rod bundle. Applied Thermal Engineering, 2019, 156:299-309.

9. Chen J, Gu H, Xiong Z. A circumferentially non-uniform heat transfer model for subchannel analysis of tight rod bundles. Annals of Nuclear Energy, 2018, 121:50-61. 

10. Chen J, Gu H, Xiong Z, Liu D. Experimental investigation on heat transfer behavior in a tight 19 rod bundle cooled with supercritical R134a. Annals of Nuclear Energy, 2018, 115:393-402.

11. 陈佳跃, 王慧婷, 于国鹏等. 海洋条件铅铋堆与超临界CO2布雷顿循环系统耦合分析程序开发与验证. 中国造船工程学会船舶热能动力学术会议, 2024, 湖北武汉.

12. 陈佳跃, 李万爱, 明平剑, 成松柏. 海洋条件下并联螺旋管两相流动不稳定性的RELAP5模拟. 先进核能技术全国重点室学术年会, 2024, 四川成都.

13. 陈佳跃, 王泽锋, 王啸宇, 陈焕栋. 堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究. 核动力工程, 2023.

14. 陈佳跃, 陈焕栋, 张小英等. 一维两流体模型在反应堆系统程序中的一步求解算法及其验证. 国防科技工业核动力技术创新中心学术会议, 2018, 四川成都.

15. 陈佳跃, 肖瑶, 熊珍琴, 顾汉洋等. 子通道程序周向不均匀传热模型开发与验证. 国防科技工业核动力技术创新中心学术会议, 2018, 四川成都.

16. 陈佳跃, 熊珍琴, 顾汉洋. 19棒束内超临界氟利昂传热不均匀的实验与分析研究. 第15届全国反应堆热工流体学术会议, 2017, 山东威海.

17. 陈佳跃, 熊珍琴, 肖瑶, 顾汉洋. 垂直圆管内超临界R134a对流传热实验研究. 核动力工程, 2016.

18. 陈佳跃, 熊珍琴, 肖瑶, 顾汉洋. 超临界单通道和并联通道流动不稳定性的建模方法研究. 第14届全国反应堆热工流体学术会议, 2015, 北京.

专利软著

NUREVRS：核反应堆系统虚拟仿真平台，2024SR1151702，2024.08.

获奖荣誉

中国核能行业协会科学技术奖二等奖，特殊工况下燃料组件棒束内流动传热行为研究及应用, 2019.