2002-2006 西安交通大學(xué)自動化專業(yè) 博士
1999-2002 西安交通大學(xué)核能科學(xué)與工程專業(yè) 碩士
1995 -1999 西安交通大學(xué)電氣工程與自動化專業(yè) 學(xué)士

2006.12-2009.02 上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院 博士后
2009.03-2018.06 上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院　講師，碩導(dǎo)，兼核學(xué)院辦公室主任
2018.07-至今 上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院 講師，博導(dǎo)，兼學(xué)院辦公室主任

反應(yīng)堆安全；
反應(yīng)堆儀控；
反應(yīng)堆熱工水力

中國電機(jī)工程學(xué)會，核能發(fā)電分會，委員，2013-至今；
中國核學(xué)會會員；
上海市核學(xué)會會員

負(fù)責(zé)項目：
2021-2022，反應(yīng)堆壓力容器底封頭多孔涂層臨界熱流密度試驗項目，項目負(fù)責(zé)人；
2020-2021，HPR1000熱工水力和控制系統(tǒng)建模服務(wù)，項目負(fù)責(zé)人；
2018-2020，國家重大專項“熔池傳熱和CHF試驗研究（子課題三）”，項目負(fù)責(zé)人；
2016-2017，燃料和冷卻劑相互作用試驗驗證項目，項目負(fù)責(zé)人；
2016-2017，壓水堆核電機(jī)組熱工水力等值建模項目，項目負(fù)責(zé)人；
2015-2016，ERVC拓展試驗項目，重大專項外協(xié)課題，項目負(fù)責(zé)人；
2015-2016，CAP1400管道材質(zhì)分析試驗平臺及管道汽液兩相流試驗項目，項目負(fù)責(zé)人；
2014-2015，反應(yīng)堆壓力容器支座溫度場測量試驗項目，國家重大專項外協(xié)課題，項目負(fù)責(zé)人；
2011－2014，國家重大專項“ERVC全尺寸下封頭外壁臨界熱通量和流道流動試驗; CAP1400非能動ERVC全高度循環(huán)流動與傳熱綜合試驗驗證平臺”；技術(shù)負(fù)責(zé)人；
2011－2015，企業(yè)課題“深圳中廣核工程設(shè)計有限公司ACPR1000項目－ACPR1000控制系統(tǒng)仿真平臺開發(fā)”，項目負(fù)責(zé)人；
2010－2011，國防特色專業(yè)系統(tǒng)仿真與控制實驗室建設(shè)項目，負(fù)責(zé)人；
2008－2011，973項目子課題6專題：超臨界水堆穩(wěn)定性分析程序研發(fā)，負(fù)責(zé)人；
2009－2010，日本文部科學(xué)省核科學(xué)研究交流項目（MEXT/NREP）“核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)可靠性分析動態(tài)建模方法研究”，負(fù)責(zé)人；
2008－2009，嶺東核電有限公司“DCS仿真功能測試系統(tǒng)開發(fā)項目”，負(fù)責(zé)人之一；
2007－2008，上海市博士后基金“基于AP1000的核電站全范圍模擬機(jī)仿真平臺核心程序研究”，負(fù)責(zé)人；
參與項目：
2018-2021，液體懸浮式非能動組件研發(fā)試驗驗證，主要參與人；
2011－2012 企業(yè)項目 “核動力裝置運行與安全分析平臺合同”，主要參與人 ；
2011－2012 企業(yè)項目 “紅沿河核電項目DCS控制通道測試系統(tǒng)開發(fā)”，主要參與人 ；
2010－2013 國家自然科學(xué)基金項目 “液態(tài)金屬環(huán)境下噴射水接觸傳熱特性研究”，參與人；
2007－2011，973項目“超臨界水堆關(guān)鍵科學(xué)問題研究子課題4”，主要參與人，負(fù)責(zé)超臨界水多功能實驗臺架的電氣系統(tǒng)和測控系統(tǒng)設(shè)計、建設(shè)與程序開發(fā)；
2009 ― 2010 企業(yè)項目 “AP1000核電站工程分析器技術(shù)方案及平臺架構(gòu)分析研究”，主要參與人；
2009－2011，國家自然科學(xué)基金項目“緊密柵內(nèi)超臨界流體流動結(jié)構(gòu)和固體顆粒輸運特性研究”，主要參與人；
2009 ― 2010 企業(yè)項目“核電站仿真試驗臺研發(fā)”，主要參與人；
2008 ― 2009 企業(yè)項目“核電站仿真功能測試系統(tǒng)”，主要參與人；
2007 ― 2008 企業(yè)項目“船用核動力裝置仿真平臺研制”，主要參與人；
2007 ― 2008 企業(yè)項目“嶺澳核電站二回路瞬態(tài)模型研究及核電廠瞬態(tài)驗證”，主要參與人

期刊文章
1． Longkun He , Pengfei Liu* & Bo Kuang，Jet Fragmentation Characteristics During Molten Fuel and Coolant Interactions，NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING，2021，195（4）：367-390
2. He,Longkun;Liu,Pengfei*;Zhang,Xisi;Kuang,Bo;Hu,Wenjun;Wei,Liangzhang，Experimental study on the effects of boiling during molten jet and coolant interactions，ANNALS OF NUCLEAR ENERGY，2020，143：107392
3. Wang,Fan;Kuang,Bo;Liu,Pengfei;Zhu,Chen，A theoretical and experimental study on subcooled flow boiling under passive IVR-ERVC conditions，ANNALS OF NUCLEAR ENERGY，2020，138：107190
4. Wang Fan;Kuang Bo;Liu Pengfei;Zhu Chen，An experimental study on natural circulation flow characteristics under passive IVR-ERVC conditions，Annals of Nuclear Energy，2019，131：401-411
5. Kuang,Bo;Liu,Pengfei;Wang,Fan;Cao,Kemei;Zhang,Kun，Influences of some engineered factors on IVR-ERVC limits，NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN，2019，347：20-30
6. Liu Pengfei ，Hou Dong，Kuang Bo，Yang Yanhua，1-D Dynamic Stability Analysis of Mixed-Spectrum Supercritical Water Reactor Core，Annals of Nuclear Energy，2017，101：278-292 （SCI/EI）
7． Pengfei Liu, Chunyu Bi,Yang Yu, Meng Lin1, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su。Development of a hardware-in- loop simulation platform for NPP main control systems. MATEC Web of Conferences，2017,128: 02012（EI）
8． Chunyu Bi,Pengfei Liu*, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su, Simulation Study and Parameter Evaluation on Water Level Control System of Steam Generator in Nuclear Power Plant, Advances in Intelligent Systems Research ,2017，134：38-41.
9． Pengfei Liu，Dong Hou， Meng Lin， Bo Kuang. Stability analysis of parallel-channel systems under supercritical pressure with heat exchanging. Annals of Nuclear Energy，2014， 69： 267–277 (SCI/EI)
10． Dong Hou , Meng Lin, Pengfei Liu, Yanhua Yang，Stability analysis of parallel-channel systems with forced flows under supercritical pressure[J], Annals of Nuclear Energy ，2011，38：2386–2396 (SCI/EI)



近5年會議文章
1．Longkun He, Liu Pengfei *, Xisi Zhang, Wenjun Hu, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental Study on the Interaction of Molten Sn With Water，DOI: 10.1115/ICONE26-82204，2018，London, England.
2. Haozheng Kong, Bo Kuang, Pengfei Liu, Xia Lu, Yi Yao, Lifang Liu,Bo Dong. Evaluation of IET Facility Applicability on Simulating SBLOCA in Large-Scale Passive PWR Plant, DOI: 10.1115/ICONE26-82630, 2018，London, England.
3．Fan Wang，Bo Kuang， Pengfei Liu， Longkun He. Experimental Investigation on Boiling Flow Characteristics Under Passive IVR-ERVC Conditions，DOI: 10.1115/ICONE26-82254, 2018，London, England.
4. Longkun He, Pengfei Liu*, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental study on the interaction of molten 304SS with water. NUSSA-2018, Chengdu.
5. WEI Liangzhang , LIU Pengfei*, KUANG Bo, LIN Meng. Development and validation of a hardware-in-loop NPP digital I&C system simulation platform. NUSSA-2018, Chengdu.
6. Cao Chengque, Kuang Bo, Liu Pengfei. Dynamic Stability Analysis of Supercritical Natural Circulation Loop :Frequency Domain method，2018, NUTHOS-12,Qingdao.
6. Wang Xin, Kuang Bo, Liu Pengfei，Li Yan。Analysis on Performance of Moving Body Dynamics in a Hydraulic Driven Shutdown Subassembly for Sodium Cooled Fast Reactor，12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)，2018.10，Qingdao, China
7. Kuang B.; Liu P.F.; Wang F.; Cao K.M.; Zhang K. Influences of some engineered factors on IVR-ERVC limits. 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 2017, 2017-9-3 ~ 2017-9-8, 2017
8. Pengfei Liu ，Xian Zhang, Nan Zhao, Junliang Liu, Kuang Bo，Preliminary Experimental Study on Erosion-Corrosion Behavior of Second Loop Pipeline in Nuclear Power Plant with Vapor Liquid Two Phase Flow，25rd International Conference on Nuclear Engineering（ICONE25），Shanghai，2017:ICONE25- 67762
9. Pengfei Liu, Bo Kuang. Experimental study on CHF characteristics with downward-facing curved heating surface under natural circulation condition[C], ICONE23-1925,. 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE23),Japan,2015.
10. Kuang Bo, Liu Pengfei, Fan Yunliang, Zhu Chen, Tang Chaoli, Wang Fan, Some experimental phenomena in a full-height ERVC strategy validation test facility for a large advanced PWR, Int. Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014),Sept. 3-5, 2014, Chiba, Japan
11. Pengfei Liu. Heat transfer to water at supercritical pressure flowing upwards in vertical tubes[C].International Meeting of Specialists in Heat Transfer to Fluids at Supercritical Pressure, Manchester, UK, 30th June/1st July 2014

授權(quán)專利：
1. 管道兩相流閃蒸試驗系統(tǒng)及方法，ZL201610704199.5；
2. 應(yīng)用于管道汽液兩相流閃蒸現(xiàn)象參數(shù)的測量系統(tǒng)，ZL201610705468.X；
3. 基于熱流修正的CHF測量方法，ZL201610795466.4.