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鄢炳火 副教授

电子邮箱：yanbh3@mail.sysu.edu.cn

研究领域：核反应堆热工水力与安全分析

个人简介：

鄢炳火，男，汉族，1986年生，江西丰城人，中共党员，工学博士，中山大学“百人计划”副教授、博士生导师，学科方向为核能科学与工程。现任中国核学会核反应堆热工流体力学分会理事。主持装备预研项目、国家自然科学基金项目以及校企合作横向项目20余项，在研项目经费600余万元。以第一作者出版学术专著两部，获得四项软件著作权，获得发明专利授权两项，在国际核工程主流SCI期刊上发表论文40余篇，被SCI他引600余次。

研究领域：

主要从核反应堆科学与技术的研究工作，包括核反应堆多物理耦合分析、反应堆热工水力与安全分析等，具体如下：

  1. 核反应堆多物理耦合分析

√ 微型核反应堆设计

√ 反应堆源项计算分析

√ 流固耦合实验与数值模拟

  1. 反应堆热工水力与安全分析

√ 整体效应试验装置比例模化研究

√ 反应堆热工水力实验研究

√ CFD数值模拟

√ 系统分析程序开发与计算分析

教育背景：

2009-2011年  海军工程大学，核能科学与工程专业，博士研究生

2006-2008年  海军工程大学，核科学与技术专业，硕士研究生

2002-2006年  海军工程大学，核动力工程专业，大学本科

职业经历：

2016.07-至今  中山大学，中法核工程与技术学院，（百人计划）副教授，博士生导师

   2011.12-2016.04  海军工程大学，核能科学与工程系，讲师

代表性成果：

学术论文：

  1. Yan B H*. Review of the Nuclear Reactor Thermal Hydraulic Research in Ocean Motions. Nuclear Engineering and Design, 2017, 313: 370-385.
  2. Yan B H*, Li R, Wang L. The analysis of density wave oscillation in ocean motions with a density variant drift-flux model. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2017, 115: 138-147.
  3. Yan B H*, Li R, Zhang X Y. Theoretical analysis of two phase flow instability in parallel channels in ocean motions with drift flux model. Nuclear Engineering and Design. 2018, 326: 97-107.
  4. Yan B H*, Li R. Investigation of the density wave oscillation in ocean motions with reduced order models. Annals of Nuclear Energy. 2018, 111: 262-270.
  5. Yan B H*. A theoretical model for the vibration of fuel rod with multi spans supported by springs. Annals of Nuclear Energy. 2018, 119: 257-263.
  6. Yan B H*. The thermal hydraulic phenomenon in tight lattice bundles: A review. Annals of Nuclear Energy. 2019, 126: 330-349.
  7. Yan B H*, Wang C, Li R. Corresponding principle of critical heat flux in flow boiling. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2019, 136: 591-596.
  8. Yan B H*, Wang C, Li LG. The technology of micro heat pipe cooled reactor: A review. Annals of Nuclear Energy. 2020, 135: 106948.
  9. Wang D Q, Yan B H*, Chen J Y. The opportunities and challenges of micro heat piped cooled reactor system with high efficiency energy conversion units. Annals of Nuclear Energy. 2020, 149: 107808.
  10. Wang L S, Yan B H*. The scaling technology in nuclear reactor thermal hydraulic. Annals of Nuclear Energy. 2021, 161: 108440.
  11. Wang L S, Yan B H*. Scaling analysis of the thermal hydraulic behavior in the secondary side of steam generator. Annals of Nuclear Energy. 2021, 164: 108609.
  12. Wang L S, Yan B H*. Scaling analysis of the hydraulic behavior in reactor pressure vessel. Annals of Nuclear Energy. 2021, 161: 108636.
  13. Wang C, Zhang J, Yan B H*. Fractional scaling analysis for the thermal hydraulic behavior of pressurizer. Annals of Nuclear Energy. 2021, 165: 108663.
  14. Li S N, Liang Z T, Yan B H*. A medium temperature heat pipe cooled reactor. Annals of Nuclear Energy. 2022, 172: 109068.
  15. Wang L S, Ye W J, He X Q, Wu S Q, Ming P J, Wang J, Cheng H*, Yan B H*. Experimental study on the CHF enhancement effect of nanofluids on the oxidized low carbon steel surface. Applied Thermal Engineering. 2022, 204: 117968.

在研项目：

  1. 校企合作课题，事故下异形燃料包壳高温氧化失效行为研究，2023/03-2024/03，主持
  2. 校企合作课题，试验装置模化评估服务采购，2023/02-2023/07，主持
  3. 校企合作课题，试验装置模化评估，2022/01-2022/12，主持
  4. 装备预研项目，某反应堆的概念设计，2022/02-2022/08，主持
  5. 校企合作课题，抑压喷管传热性能计算，2021/09-2021/12，主持
  6. 校企合作课题，抑压喷管开孔设计，2021/05-2021/12，主持
  7. 校企合作课题，华龙一号整体效应试验装置模化评估，2021/02-2021/12，主持
  8. 校企合作课题，冷却剂内裂变产物源项计算软件，2020/04-2021/08，主持
  9. 校企合作课题，小型压水堆燃料组件选型研究技术，2018/7-2019/6，主持