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陈娟

作者: | 来源: | 发布日期:2019-12-18

姓名:陈娟          c9d5d0b52fed4e8da050c622e26adc45.png

职称:讲师

所在院系:亚体育学院

研究方向:

[1]系统分析程序开发、瞬态及事故安全特性分析

Thermal-hydraulic analysismodel,transient analysis of typical accidents

[2]核反应堆核热耦合计算

Coupled neutronics and thermal-hydraulics analysis

[3]机组可利用率损失评价

System unavailability estimates

联系方式:

办公地址:主楼G215

电子邮箱:chenjuan2009@ncepu.edu.cn

办公电话:61771673

个人简介及主要荣誉称号:

陈娟,女,1985年10月生。2006年、2009年在华北电力大学热能与动力工程专业、热能工程获得学士、硕士学位,2013年在华北电力大学动力机械及工程专业获得博士学位。

主要从事核反应堆系统分析、瞬态及事故特性分析、以及核热耦合建模方面的研究工作,建立了超临界稳态和瞬态核热耦合模型、典型设计基准事故分析模型,分析了超临界水堆的安全特性;近期重点研究反应堆小破口事故机理、喷放卸压模型、再淹没机理模型。先后参与973子课题1项、国家自然科学基金1项、国家重点研发计划课题1项以及多项横向课题。参编出版教材2部,发表SCI和EI收录论文10余篇,授权专利7项。作为第二完成人,获得省部级科技奖励1项、消极科技奖励2项。

教学与人才培养情况:

1.教学课程:

传热学,2014-至今,72学时/64学时,60人

核反应堆热工分析,2014-至今,56/48学时,30人

Fluid dynamics,2014-2016年,48学时,30人

主要科研项目情况:

[1]国家重点研发计划项目,核电站泄漏放射性核素在邻近海域的动态迁移和衰减规律研究,2016-2020,180万元,参与

[2]北京市自然科学基金项目,超临界水中细颗粒物运动沉积规律研究,2017-2022,20万元,参与

[3]中国原子能科学研究院委托项目,温度整定值计算分析,2017-2019,110万元,项目管理

[4]中央高校基本科研业务费,超临界水堆堆芯冷却剂流动的湍流效应研究,2017-2019,8万元,主持

[5]中国科学院合肥物质科学研究院,铅基反应堆燃料组件热工水力分析,2016-2017,48万元,参与

[6]中央高校基本科研业务费,CSR1000超临界堆小破口事故机理研究,2014-2016,4万元,主持

[7]中国核动力研究设计院委托项目,CSR1000典型事故分析,2014-2015,10万元,参与

[8]中国核电工程有限公司委托项目,常规岛系统导致机组可利用率损失评价,2014-2016,85.5万元,参与

[9]国家重点实验室开发课题,超临界水自然循环流动换热特性研究,2013-2015,25万元,参与

主要获奖:

[1]河北省科技厅,2014年12月,核电站严重事故缓解系统,河北省科学技术奖技术发明奖三等奖,第2完成人

[2]华北电力大学,2012年12月,核电站常规岛设计和建造关键技术发展研究,华北电力大学校科技成果奖二等奖,第2完成人

[3]华北电力大学,2011年12月,先进核电站设计关键技术分析研究,华北电力大学校科技成果二等奖,第2完成人

代表性论著:

[1]周涛,陈娟,李宇,宋明强,非能动概念与技术、清华大学出版社,2016年6月

[2]周涛,杨洲,陈娟,宋春财,马栋梁,王娟,王尧新,代伟力,刘亮,齐实,苏子威,李丽琴,李精精,邹文重,张晗,陈杰,林达平,琚忠云,蒋兴,程万旭,核电风险与保险、中国原子能出版社,2017年3月

[1] Chen Juan, Zhou Tao, Liu Liang, Fang Xiaolu. analysis on LOCA for CSR1000[J]. Annals of nuclear energy, 2017, 110: 903-908.(SCI收录)

[2] Chen Juan, Zhou Tao, Chen Jie, Liu Liang, Muhammad Ali Shahzad, Muhammad Zeeshan Ali, Xia Bangyang. A calculation method for transient flow distribution of SCWR[J]. Annals of nuclear energy, 2017, 110: 541-546. (SCI收录)

[3] Chen Juan, Zhou Tao, Hou Zhousen, Cheng Wanxu. Thermo-hydraulic analysis for SCWR during power-raising phase of startup[J]. Nuclear Science and Techniques, 2012, 23(3): 181-192. (SCI收录)

[4] Zhou Tao, Chen Juan, Cheng Wanxu. Thermo hydraulic analysis of narrow channel effect in supercritical-pressure light water reactor[J]. Annals of Nuclear Energy, 2012, 47: 234-241. (SCI收录)

[5] Zhou Tao, Chen Juan, Luo Feng, Cheng Wanxu. Fuzzy PSA evaluation method for passive residual heat removal system[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 247: 230-235. (SCI收录)

[6]Chen Juan, Zhou Tao, Liu Liang, Cheng Wanxu. Coupling characteristics of supercritical water-cooled reactor with different enrichment layouts[100]. Proceedings of the CSEE, 2013, 33(29): 80-87(EI收录)

[7]陈娟,马栋梁,周涛,齐实,肖泽军. 基于灰色关联度的超临界水自然循环换热系数影响因素分析[J]. 核动力工程,2017,38(2):19-23. (EI收录)

[8]陈娟,周涛,齐实,马栋梁,肖泽军. 矩形通道自然循环流动不稳定性实验研究[J]. 核动力工程,2017,38(2):51-55. (EI收录)

[9]陈娟,周涛,刘亮,程万旭. 不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性[J]. 中国电机工程学报,2013,33(29):80-87. (EI收录)

[10]陈娟,周涛,罗峰,王晗丁,程万旭. 物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析[J]. 原子能科学技术,2013,47(5):804-810. (EI收录)