基本信息
杨永伟  男  博导  中国科学院近代物理研究所
电子邮件: yangyongwei@impcas.ac.cn
通信地址: 甘肃省兰州市南昌路509号
邮政编码: 730000

研究领域

      专业方向: 核反应堆物理、热工以及安全分析。
      作为课题负责人,承担了高温气冷堆的物理与屏蔽设计研究工作、聚变-裂变混合堆研究物理、热工以及安全研究工作、ADS系统中次临界堆物理设计研究工作。

      作为负责人, 承担ADS液态铅铋靶设计研究(属中国科学院ADS专项子课题),已结题。

      作为项目负责人,承担国有大型企业委托项目"蒙特卡洛方法研究及工程应用支持",已结题。

      作为项目负责人,承担国有大型企业委托项目"蒙特卡罗粒子运输模块技术开发",在研。

    

             
       

招生信息

   
招生专业
082701-核能科学与工程
招生方向
ADS散裂靶及次临界核反应堆物理与热工研究
反应堆与工程热物理

教育背景

1991-09--1994-07   中国科学院等离子体物理研究所   博士
1988-09--1991-04   西安交通大学   硕士
1980-09--1984-07   西安交通大学   学士

工作经历

   
工作简历
2013-01~现在, 中国科学院近代物理研究所, 研究员
2000-04~2013-01,清华大学核能与新能源技术研究院, 副研究员
1999-10~2000-04,日本原子能研究所, 访问学者
1998-02~1999-10,清华大学核能技术设计研究院, 副研究员
1997-02~1998-02,美国BROOKHEAVEN国家实验室, 访问学者
1996-07~1997-02,清华大学核能技术设计研究院, 副研究员
1994-08~1996-07,清华大学核能技术设计研究院, 博士后
1984-08~1988-08,核工业821厂, 助理工程师
社会兼职
2019-06-27-今,中国核学会计算物理学会蒙特卡罗方法及其应用学术委员会, 委员
2016-09-01-今,中国核学会-核反应堆数值计算与粒子输运专业委员会, 委员
2002-08-05-2016-10-01,中国核学会计算物理学会, 理事

教授课程

高等反应堆物理(2021-2022,秋季)
高等反应堆物理(2020-2021,秋季)
高等反应堆物理(2019-2020,秋季)
高等核反应堆物理分析(2018-2019,秋季)
核反应堆物理数值计算(2016-2017春季学期)
核反应堆物理分析(2016-2017秋季学期)
核反应堆物理数值计算(2015-2016春季学期)
核反应堆物理分析(2015-2016秋季学期)
蒙特卡罗方法及粒子输运(在清华大学工作期间,2005-2011年)

专利与奖励

   
奖励信息
(1) HTR-10初装堆、过渡过程及平衡态物理设计研究, 二等奖, 省级, 2002

出版信息

   
发表论文
(1) Development and validation of Burn-up Calculation CodeI MPC-Burnup2.0 for accelerator-drivensub-criticalsystem, Computer Physics Communications, 2021, 通讯作者
(2) Multi-objective optimization method for nuclear reactor radiation shielding design basedon PSO algorithm, Annals of nuclear energy, 2021, 通讯作者
(3) Development and preliminary verification of a Monte Carlo photon transport code IMPC-Photon, Annals of nuclear energy, 2021, 通讯作者
(4) Development and verification of code IMPC-Depletion for nuclide depletion calculation, Nuclear Engineering and Design, 2020, 通讯作者
(5) Physical study of an ultra-long-life small modular fast reactor loaded with U-Pu-Zr fuel, Annals of Nuclear Energy, 2020, 通讯作者
(6) 基于集中参数法的池式钠冷快堆无保护失流分析, 核技术, 2020, 通讯作者
(7) Application of FLUKA and OpenMC in coupled physics calculation of target and subcritical reactor for ADS, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 通讯作者
(8) Development and validation of depletion code system IMPCBurnup for ADS, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 通讯作者
(9) Development and preliminary verification of code IMPC-transient, Nuclear Engineering and Design, 2019, 通讯作者
(10) Physical studies of minor actinide transmutation in the accelerator-driven subcritical system, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 通讯作者
(11) Deterministic simulation of the static neutronic characteristics for the lead core of VENUS-II facility, Nuclear Engineering and Design, 2019, 通讯作者
(12) Fretting Wear and Fatigue Life Analysis of Fuel Bundles Subjected to Turbulent Axial Flow in CEFR, Science and Technology of Nuclear Installations, 2019, 第 3 作者
(13) Preparation and verification of mixed high-energy neutron cross section library for ADS, Nuclear Science and Techniques, 2018, 通讯作者
(14) Development and validation of the code COUPLE3.0 for the coupled analysis of neutron transport and burnup in ADS, Nuclear Science and Techniques, 2018, 通讯作者
(15) ADS中液态铅铋靶流动管道屏蔽计算, 核技术, 2018, 通讯作者
(16) 基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证, 核技术, 2017, 通讯作者
(17) Analysis of the axial fitting clearance between the fuel, Nuclear Science and Techniques, 2016, 通讯作者
(18) Preliminary physics study of the Lead-Bismuth Eutectic spallation target for China Initiative Accelerator-Driven System, Nuclear Science and Techniques, 2016, 通讯作者
(19) Application of Origen2.1 in the decay photon spectrum calculation of spallation products, Chinese Physics C, 2016, 通讯作者
(20) Thermal Analysis for the Dense Granular Target of CIADS, Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, 通讯作者
(21) Thermal hydraulic studies of lead-bismuth eutectic spallation target of CIADS, Nuclear Engineering and Design, 2016, 通讯作者
(22) BURNUP ANALYSIS OF THORIUM-URANIUM BASED MOLTEN SALT BLANKET IN A FUSION-FISSION HYBRID REACTOR, Fusion Science and Technology, 2013, 通讯作者
(23) Neutronic analysis of a thorium uranium fued water cooled fusion-fission hybrid blanket , Fusion Science and Technology, 2013, 通讯作者
(24) Sustainable Development of Nuclear Energy and Study on ADS in China, Advanced Materials Research, 2013, 第 2 作者
(25) 加速器驱动的10MW次临界反应堆物理方案研究, 原子能科学技术, 2013, 通讯作者
(26) Study of thorium-uranium based molten salt blanket in a fusion-fission hybrid reactor, Fusion Engineering and Design, 2012, 第 2 作者
(27) Study on fission blanket fuel cycling of a fusion-fission hybrid energy generation system , NUCLEAR FUSION, 2011, 第 2 作者
(28) 加速器驱动系统的靶物理计算分析, 原子能科学技术, 2011, 通讯作者
(29) 加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计, 原子能科学技术 , 2011, 通讯作者
(30) 多群蒙特卡罗方法在反应堆屏蔽设计中的应用, 原子能科学技术, 2010, 通讯作者
(31) 聚变-裂变混合堆外中子源效应, 原子能科学技术 , 2010, 通讯作者
(32) 10MW高温气冷堆屏蔽计算分析, 原子能科学技术, 2009, 通讯作者
(33) 聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究, 原子能科学技术, 2009, 通讯作者
(34) 聚变堆交叉冷却固态包层中子学优化, 原子能科学技术, 2008, 通讯作者
(35) 聚变堆混合球床包层中子学和热工水力特性研究, 原子能科学技术, 2007, 通讯作者
(36) 加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究, 原子能科学技术, 2007, 通讯作者

科研活动

   
科研项目
( 1 ) ADS散裂靶LBE方案设计研究, 主持, 部委级, 2013-01--2016-12
( 2 ) 器靶堆耦合系统事故分析及应对措施, 主持, 部委级, 2015-01--2016-12
( 3 ) JMCT 在ADS零功率次临界反应堆装置上的应用, 主持, 省级, 2016-07--2017-12
( 4 ) 蒙特卡洛方法研究及工程应用支持, 主持, 院级, 2017-12--2018-12
( 5 ) 蒙特卡罗粒子运输模块技术开发, 主持, 院级, 2020-01--2021-12
参与会议
(1)Neutronic analysis of a thorium uranium fued water cooled fusion-fission hybrid blanket   Sicong Xiao, Yongwei Yang 等   2012-08-27
(2)BURNUP ANALYSIS OF THORIUM-URANIUM BASED MOLTEN SALT BLANKET IN A FUSION-FISSION HYBRID REACTOR   Jing Zhao, Yongwei Yang, Sicong Xiao, Zhiwei Zhou   2012-08-27

指导学生

已指导学生

刘照青  硕士研究生  082701-核能科学与工程  

张璐  博士研究生  082701-核能科学与工程  

陈康  博士研究生  082701-核能科学与工程  

赵泽龙  博士研究生  082701-核能科学与工程  

高庆瑜  博士研究生  082701-核能科学与工程  

房鹏  硕士研究生  082701-核能科学与工程  

现指导学生

盛鑫  博士研究生  082701-核能科学与工程  

孟海燕  博士研究生  082701-核能科学与工程  

范德亮  博士研究生  082701-核能科学与工程  

吴翔  硕士研究生  082701-核能科学与工程  

郭宇尧  硕士研究生  085800-能源动力  

赖航辉  硕士研究生  082701-核能科学与工程