基本信息

彭天骥  男  副研究员  中国科学院近代物理研究所
电子邮件: pengtianji@impcas.ac.cn

QQ号码:569340942
通信地址: 甘肃省兰州市南昌路509号近物所5#1215
邮政编码: 730000

研究领域

我叫彭天骥,是近代物理研究所反应堆室副主任,负责本室反应堆热工水力、反应堆安全、反应堆系统设计相关的研究工作。


当前,近代物理研究所承担了国家“十二五”重大科技基础设施——加速器驱动嬗变研究装置CiADS的设计、建设、运营的任务。

其中,液态铅铋冷却次临界快中子反应堆的任务由反应堆室负责。

我们还承担了中科院先导专项、中科院人才项目、国家自然科学基金项目、核电央企横向课题等项目。

这些工程任务和研究项目,为大家提供了认识工程、接触前沿的宝贵机会。


围绕铅基快堆的研究设计,在热工安全方向,我正在从事以下研究工作:

1)反应堆总体方案设计

2)燃料组件流动传热与堆芯多孔介质模型

3)燃料组件子通道模型与子通道程序

4)池式堆堆芯热工特性水力分析

5)专设安全设施设计与安全特性分析

6)基于RELAP5的系统瞬态分析与事故分析

7)蒸发器、主泵等关键主设备的热工水力分析

8)燃料组件与主设备的液态金属流动传热实验

9)液态铅铋堵流特性与净化工艺


围绕更基础、更通用的流体力学和工程热物理领域,我还开展以下研究:

1)液态金属流动传热特性与数值模拟

2)液态金属热工仪表标定

3)系统自然循环特性与稳定性分析

4)流动传热传质的CFD方法与程序开发

5)能源动力系统设计与动态仿真

招生信息

招收对先进核能系统、反应堆热工水力、反应堆安全、流动传热、能源动力系统等方向感兴趣的同学。


招生专业
082701-核能科学与工程
招生方向
核能科学与工程
工程热物理

教育背景

2011-09--2016-07   清华大学   博士
2007-09--2011-07   哈尔滨工程大学   学士
学历

博士研究生

学位
工学博士

工作经历

   
工作简历
2019-11~现在, 中国科学院近代物理研究所, 副研究员
2019-08~现在, 中国科学院近代物理研究所, 反应堆室副主任
2017-03~现在, 中国科学院近代物理研究所, CiADS工程反应堆分总体助理
2016-07~2019-11,中国科学院近代物理研究所, 助理研究员
社会兼职
2020-01-31-今,国际会议 International Conference on Nuclear Engineering(ICONE) 审稿人,
2019-11-17-2021-11-20,中国科学院兰州分院中学“博士课题”主讲导师,
2019-07-31-今,SCI期刊 International Journal of Environmental Research 审稿人,
2019-01-31-今,SCI期刊 Journal of King Saud University - Science 审稿人,
2018-09-30-今,SCI期刊 Nuclear Science and Techniques 审稿人,

教授课程

应用核物理
能源工业系统中的多相流模拟计算

专利与奖励

   
奖励信息
(1) 近代物理研究所“黄河之子”, 研究所(学校), 2016
(2) 中国科学院“西部之光”, 院级, 2016
专利成果
( 1 ) 反应堆燃料组件的锁紧与提升机构以及锁紧与提升方法, 发明, 2019, 第 4 作者, 专利号: 201711323628.5
( 2 ) 换料系统和具有该换料系统的加速器驱动次临界反应堆换料系统和具有该换料系统的加速器驱动次临界反应堆, 发明, 2017, 第 3 作者, 专利号: 201710422285.1
( 3 ) 一种折射率匹配液, 发明, 2019, 第 3 作者, 专利号: 201910247620.8
( 4 ) 一种具有外部螺旋槽纹的定位装置及其制作和使用方法, 发明, 2018, 第 3 作者, 专利号: 201811472853.X
( 5 ) 一种具有内部螺旋槽纹的定位装置及其使用方法, 发明, 2018, 第 3 作者, 专利号: 201811599315.7
( 6 ) 一种可视化燃料棒, 发明, 2018, 第 3 作者, 专利号: 201811616507.4

出版信息

   
发表论文
(1) Measurement and analysis of specific heat capacity of lead-bismuth eutectic, Progress in Nuclear Energy, 2020, 第 5 作者
(2) 用于流场可视化实验的有机玻璃折射率匹配液研究, 原子能科学技术, 2020, 第 2 作者
(3) The influence of the water injection method on two-well-horizontal salt cavern construction, Journal of Petroleum Science and Engineering, 2020, 通讯作者
(4) 铅基反应堆堆芯压降特性与应急余热排出研究, 原子核物理评论, 2020, 通讯作者
(5) Numerical model and program development of TWH salt cavern construction for UGS, Journal of Petroleum Science and Engineering, 2019, 通讯作者
(6) Modification on the contact model of LiPb and noncondensable gas in RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0 and application to LOCA of China DFLL-TBM, Fusion Engineering and Design, 2018, 第 2 作者
(7) CFD simulation of pressure wave propagation in the helium coolant tube break accident of DFLL-TBM, Fusion Engineering and Design, 2018, 第 2 作者
(8) 密集颗粒流动的连续性方法应用研究, 原子能科学技术, 2018, 第 2 作者
(9) 束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳响应特性研究, 原子能科学技术, 2018, 第 2 作者
(10) 束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳安全分析, 核动力工程, 2018, 第 3 作者
(11) 铅基反应堆燃料组件间隙横流周期性研究, 原子核物理评论, 2018, 第 2 作者
(12) Thermal-Hydraulic Model and Program Development for Helium Cooled Accelerator-Driven System., Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2017, 第 1 作者
(13) 中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计, 原子能科学技术, 2017, 第 1 作者
(14) Accident Analysis of Tungsten Target Coupled with ADS Core, International Journal of Hydrogen Energy, 2016, 第 1 作者
(15) Thermal-hydraulic Modeling and Transient Analysis of Helium-cooled Tungsten Target Coupled with ADS Core, Annals of Nuclear Energy, 2016, 第 1 作者
(16) 欠热沸腾诱发自然循环不稳定性的研究, 原子能科学技术, 2013, 第 1 作者

科研活动

CiADS液态铅铋冷却次临界反应堆可行性研究

CiADS液态铅铋冷却次临界反应堆初步设计

科研项目
( 1 ) 含绕丝燃料组件横向交混特性的多孔介质模型研究, 主持, 国家级, 2018-01--2020-12
( 2 ) CiADS次临界堆自然循环研究与堆芯优化设计, 主持, 部委级, 2017-01--2019-12
( 3 ) CFETR国产先进材料小样品高剂量中子辐照及结构性能测评-中子辐照试验小样品技术研究, 参与, 国家级, 2018-12--2023-11
( 4 ) 第四代核电铅基快堆主设备及关键材料、技术开发、研制与应用“一条龙”, 参与, 省级, 2018-10--2021-10
( 5 ) COSINE系统程序(cosSyst)物性包及本构关系式的优化改进, 参与, 院级, 2019-11--2021-06
( 6 ) 铅基快堆用机构材料防腐蚀关键技术比较研究, 参与, 院级, 2019-12--2020-12
参与会议
(1)Modification of RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0 for Liquid Metal in Contact with Noncondensable Gas   2018-07-22
(2)Investigation on Thermal-hydraulic Parameters and Instability Under Two Different Heating Conditions Based On RELAP5 Code   2018-07-22
(3)Transient analysis on helium coolant tube break accident of dual-functional lithium lead test blanket module   2016-05-11
(4)Concept Design and Thermal-hydraulic Analysis for Helium-cooled ADS   2015-08-30
(5)Design and Thermal-hydraulic Transient Analysis of Helium-cooled Solid Target for ADS   2014-12-14
(6)Thermal-hydraulic Design and Transient Analysis of Helium-cooled Solid Target for ADS   2014-07-07
(7)Modeling TBM Components by Using Relap5 Code   2013-07-29

合作情况

   
项目协作单位

清华大学

上海交通大学

西安交通大学

华北电力大学

厦门大学

复旦大学

中国科学院核能安全技术研究所

中国核动力研究设计院

国家电投集团中央研究院

中广核研究院