匡波
副教授所在系所：核能科學與核安全研究所
辦公電話：021-34206560
電子郵件：bkuang@sjtu.edu.cn
通訊地址：上海交大機械與動力工程學院A樓336室
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教育背景
1990-1995 華中理工大學工程低溫工程專業(yè) 博士
1986-1990 華中理工大學制冷設備與低溫工程專業(yè) 學士
工作經歷
1996―1998 上海交通大學大學動力機械工程系核工程研究所 博士后
1998―2001 上海交通大學動力與能源工程學院核動力工程及自動化系 副教授
2001―2002 斯圖加特大學核能與能源系統(tǒng)研究所 訪問學者
2002―2021 上海交通大學核科學與工程學院 副教授
研究方向
氣液兩相流動與傳熱
反應堆熱工水力與安全
先進反應堆
核反應堆嚴重事故與非能動安全
學術兼職
2003―2019 中國核學會反應堆熱工流體專業(yè)委員會委員
2019-現在 中國核學會反應堆熱工流體與安全分會理事
1、課程名稱：核科學與技術導論
授課對象：本科生；學時數：48學時；學分：3.0
2、課程名稱：核電廠系統(tǒng)與設備
授課對象：本科生；學時數：36學時；學分：2.0
3、課程名稱：兩相流與沸騰傳熱
授課對象：博士生；學時數：48學時；學分：3.0
科研項目
1998―2004 國家自然科學基金項目“汽液兩相流動非線性特性的研究”、“基于分岔動態(tài)辨識智能控制理論研究兩相自然循環(huán)穩(wěn)定性”、“高溫顆粒下落冷池沸騰蒸發(fā)運動模型及瞬變阻力特性研究”等主要技術參與人；
2008―2009 中廣核集團中科華核電技術研究院項目“LOCA爐試驗臺模擬計算”，負責人
2008―2009 中廣核集團中科華核電技術研究院項目“CPR1000堆芯熔化后壓力容器外部冷卻有效性研究”，主要負責人之一
2008―2009 中廣核工程設計有限公司研究課題“堆腔注水有效性及負面風險研究”，負責人
2007－2010 加拿大原子能公司（AECL）項目“Examination of Effects of Flow Conditions on Heat Transfer in Supercritical Fluids”，負責人
2007－2011 “973”項目“超臨界水堆關鍵科學問題的基礎研究”，學術骨干；
2010 -2013 國家自然科學基金項目，“基于界面面積傳輸機理的沸騰兩相流型演化動態(tài)模型”，負責人；
2012-2015 大型先進壓水堆國家科技重大專項課題“CAP1400熔融物堆內滯留（IVR）研究及試驗”之2、6子課題，負責人。
2016-2019 液體懸浮式非能動停堆機構組件水力設計程序開發(fā)與試驗驗證, 中國原子能科學研究院重大專項課題，負責人。
2016-2017 重大專項項目“CAP1400常規(guī)島材質分析試驗平臺，管道汽液兩相流試驗平臺試制改造”項目，負責人之一。
2017-2018 龍原工程燃料和冷卻劑相互作用實驗研究項目，主參。
2018-2020 核電關鍵設計軟件應用研究與補充驗證實驗課題-保守LOCA評價模型評估技術支持，科技部重大專項，負責人。
2017-2019 FASYS程序及子通道程序測試與驗證，中國原子能科學研究院項目，負責人。
2019-2020 裝備預研項目，負責人。
2020-2021 壓力容器外部冷卻流動傳熱機理研究，中國核動力研究設計院項目，負責人。
其他縱、橫向項目（參與或負責）20余項。
代表性論文專著
共計110余篇；
教材1部（陳文振，匡波，張志宏(編著). 氣液兩相流動. 科學出版社，2022.12）
軟件版權登記及專利
基于熱流修正的CHF測量方法，ZL2016 1 0795466.4，發(fā)明專利.
應用于管道汽液兩相流閃蒸現象參數的測量系統(tǒng)，ZL201610705468.X，發(fā)明專利.
管道兩相流閃蒸試驗系統(tǒng)及方法, ZL201610704199.5, 發(fā)明專利, 等。
(a) 大型先進壓水堆與高溫氣冷堆國家科技重大專項CAP1400試驗課題優(yōu)秀團隊獎，負責人之一；
(b) 大型先進壓水堆與高溫氣冷堆國家科技重大專項CAP1400試驗課題技術創(chuàng)新（試驗設計）獎，獲得者；
(c) 國防科學技術進步獎一等獎（上海交通大學），上海交大方項目負責人之一；
(d) 中核集團公司科學技術獎（上海交通大學），上海交大方項目負責人之一；
(e) 2018中國核能行業(yè)協會科技進步一等獎；
(f) 2022上海市科技進步獎一等獎。
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