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師資隊(duì)伍

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教學(xué)科研型

柴翔

副研究員

所在系所：核能科學(xué)與核安全研究所

辦公電話：021-34207121

電子郵件：xiangchai@sjtu.edu.cn

通訊地址：上海交大機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院A樓328室

個(gè)人主頁：

個(gè)人簡介

教學(xué)工作

科研工作

榮譽(yù)獎(jiǎng)勵(lì)

教育背景

2011-2014 德國卡爾斯魯厄理工學(xué)院先進(jìn)核能所博士
2008-2011 上海交通大學(xué) 核能科學(xué)與工程碩士
2004-2008 上海交通大學(xué) 核科學(xué)與核技術(shù) 學(xué)士

工作經(jīng)歷

2020 ― 今上海交通大學(xué)機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院核能科學(xué)與工程學(xué)院副研究員
2015 ― 2019 上海交通大學(xué)機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院核能科學(xué)與工程學(xué)院講師

研究方向

先進(jìn)反應(yīng)堆分析

智能控制技術(shù)
多尺度多物理場耦合

課題組常年招收博士生、碩士生。

課程名稱：工程學(xué)導(dǎo)論授課對(duì)象：本科生學(xué)時(shí)數(shù)： 48 學(xué)分： 3
課程名稱：復(fù)雜系統(tǒng)的設(shè)計(jì)與實(shí)踐授課對(duì)象：研究生學(xué)時(shí)數(shù)：64 學(xué)分：4

科研項(xiàng)目

縱向科研項(xiàng)目：

2026-2029，國家自然科學(xué)基金“葉企孫”科學(xué)基金重點(diǎn)項(xiàng)目，負(fù)責(zé)人

2024-2025，科工局核能開發(fā)項(xiàng)目，負(fù)責(zé)人

2023-2026，國家自然科學(xué)基金面上項(xiàng)目，負(fù)責(zé)人

2019-2021，國家自然科學(xué)基金青年項(xiàng)目，負(fù)責(zé)人
2025-2027，中核集團(tuán)領(lǐng)創(chuàng)科研項(xiàng)目，負(fù)責(zé)人
2019-2020，中國原子能科學(xué)研究院，液體懸浮式非能動(dòng)停堆組件運(yùn)動(dòng)過程數(shù)值模擬程序開發(fā)與驗(yàn)證，負(fù)責(zé)人
2019-2020, 國家重大專項(xiàng)外協(xié)，超高溫?zé)峁づc事故分析軟件驗(yàn)證，負(fù)責(zé)人
2017-2020，上海市自然科學(xué)基金，嚴(yán)重事故下沸騰現(xiàn)象對(duì)氣溶膠釋放影響的機(jī)理研究，負(fù)責(zé)人
2017-2018，國防重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室基金，負(fù)責(zé)人

橫向科研項(xiàng)目：
2018-2020, 中國原子能科學(xué)研究院, 粉末瞬態(tài)事故物理熱工耦合分析研發(fā), 負(fù)責(zé)人
2018-2019，國家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司，兩相臨界流、相向流動(dòng)限制模型開發(fā)測試, 負(fù)責(zé)人
2018-2019，國家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司，COSINE安全殼熔池與氫氣模型改進(jìn)及測試驗(yàn)證, 負(fù)責(zé)人
2018-2018，中國原子能科學(xué)研究院，核熱推進(jìn)堆芯熱工計(jì)算分析，負(fù)責(zé)人
2017-2019，中國原子能科學(xué)研究院，基于MOX堆芯的中國實(shí)驗(yàn)快堆堵流事故及鈉火事故校核計(jì)算，負(fù)責(zé)人
2015-2015，中廣核，STEP-14燃料組件5×5棒束電磁力計(jì)算，負(fù)責(zé)人

代表性論文專著

[SCI]
1. Guan, C., Chai, X., Zhang, T., Liu, X., & He, H. (2024). Mass and efficiency optimization of a He-Xe Brayton cycle for mobile, land-based nuclear microreactors. Energy Conversion and Management, 301, 118011.
2. Chai X, Liu X, Guan C, et al. Investigation of reactivity control strategies for a micro-transportable gas-cooled thermal reactor[J]. Nuclear Engineering and Design, 2024, 416: 112758.
3. Deng, JL., Wang, TS., Zhu, EP. et al. Dynamic evaluation of a scaled-down heat pipe-cooled system during start-up/shut-down processes using a hardware-in-the-loop test approach. NUCL SCI TECH 34, 177 (2023).
4. Wang T S, Chai X, Guan C R, et al. Numerical and theoretical investigations of heat transfer characteristics in helium–xenon cooled microreactor core[J]. Nuclear Science and Techniques, 2023, 34(11): 1-19.
5. Zhu E, Li T, Xiong J, et al. A super-real-time three-dimension computing method of digital twins in space nuclear power[J]. Computer Methods in Applied Mechanics and Engineering, 2023, 417: 116444.
6. Deng, J., Wang, T., Liu, X., Zhang, T., He, H., & Chai, X. (2023). Experimental study on transient heat transfer performance of high temperature heat pipe under temperature feedback heating mode for micro nuclear reactor applications. Applied Thermal Engineering, 230, 120826.
7. Li, W., Xie, Q., Pan, Q., Zhang, T., Chai, X., & Liu, X. (2023). A multi-region algorithm for N-TH coupling calculation and its application to nuclear thermal propulsion reactor. Annals of Nuclear Energy, 184, 109696.
8. Deng J, Liu X, Guan C, et al. Conceptual design and its optimization of an air-cooled nuclear reactor for aircraft propulsion considering both thermal and neutronic performance[J]. Annals of Nuclear Energy, 2023, 181: 109591.
9. Zhu E, Wang Z, Ma J, et al. Transient multiphysics characteristics of a space thermionic reactor based on a coupling analysis[J]. Nuclear Engineering and Design, 2023, 401: 112064.
10. Chai X, Guan C, Deng J, et al. Preliminary conceptual design of a moderated micro nuclear reactor core cooled by heat pipe[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 179: 109399.
11. LI W, GUAN C, SONG H, et al. Numerical investigation of heat transfer characteristics of moderator assembly employed in a low-enriched uranium nuclear thermal propulsion reactor [J]. Frontiers in Energy Research, 2022, 10
12. Deng, J., Zeng, W., Wang, J., Ding, S., & Chai, X. (2022). Coupled neutronics and thermal-hydraulics transient simulation of a gas-cooled reactor in the aircraft nuclear propulsion system. Nuclear Engineering and Design, 389, 111674.
13. Guan, C., Chai, X., Zhang, T., & Liu, X. (2022). Preliminary lightweight core design analysis of a micro‐transportable gas‐cooled thermal reactor. International Journal of Energy Research, 46(12), 17416-17428.
14. Guan, C., Chai, X., Zhang, T., & Liu, X. (2022). Transient coupling analysis of loss-of-coolant accidents in HTR-PM based on CFD approaches. Annals of Nuclear Energy, 173, 109097.

2025年中國核能行業(yè)協(xié)會(huì)青年創(chuàng)新人物

2025年教育部工程技術(shù)獎(jiǎng)一等獎(jiǎng)

2024年中國核學(xué)會(huì)技術(shù)發(fā)明獎(jiǎng)一等獎(jiǎng)

2023年中國電力企業(yè)聯(lián)合會(huì)電力科技創(chuàng)新獎(jiǎng)一等獎(jiǎng)

2021年上海市青年科技啟明星