一、基本情况

    刘扬，男，1992年11月出生于甘肃武威，现为兰州大学核科学与技术学院萃英博士后。

    二、主要学习工作经历

    2021年9月至今，在兰州大学核科学与技术学院萃英博士后岗位开展科研工作。（合作导师：顾龙）

    2015年9月至2021年6月，在西安交通大学核科学与技术专业学习，获工学博士学位。（导师：单建强；合作导师：Laurence K.H. Leung）

    2020年3月至2021年4月，在麦克马斯特大学工程物理系做访问学者。（外导：David R. Novog）

    2011年9月至2015年6月，在重庆大学核工程专业学习，获工学学士学位。

    三、研究领域

    从事核反应堆热工水力与安全分析方面的科研工作，主要包括子通道程序与模型优化开发、临界热流密度预测方法研究、流动沸腾机理实验等。

    四、主要成果

    参与包括国家重点研发计划在内的多项纵向和横向课题，发表高水平SCI与EI科研论文十余篇，多次参加国内外相关会议并做报告。博士期间，获得包括第八届中韩热工水力研讨会最佳论文一等奖、校优秀研究生在内的多项荣誉。

    参加过的科研项目：

[1]海洋条件对ACPR50S堆芯热工水力影响研究开发，中广核

[2]海洋条件子通道分析软件开发及验证,中广核

[3]燃料组件CHF关系式开发中的统计学分析方法研究，动力院

[4]基于子通道分析的格架交混模型和CHF机理模型研究，动力院

[5]单棒沸腾临界机理的可视化实验研究，动力院

[6]反应堆堆芯子通道程序格架及CHF理论模型开发及验证，728院

[7]离岸固定式多用途一体化全自然循环小型铅冷堆方案与关键技术研究（子课题），科技部

[8]核燃料元件性能先进分析模型与方法研究(子课题)，科技部

    代表论文：

[1]Liu Y, Liu W , Shan J , et al. Critical heat flux measurement and visualization in R-134a on a vertical single rod with and without mixing-vanes spacer: The characteristics and phenomenon of critical heat flux[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 137(9):107085 (SCI).

[2]Liu Y, Shan J.Study on the CHF correction factor under rolling condition in vertical tube[J]. Annals of Nuclear Energy,2021,142(Jul.):107445.1-107445.10 (SCI).

[3]Liu Y, Dong SY, Shan JQ, et al.A phenomenological CHF model for mixing-vane spacers in a subchannel of a rod bundle[J]．Annals of Nuclear Energy,2020,142(Jul.):107445.1-107445.10 (SCI)

[4]Liu Y，Yin Q，Shan JQ，et al. Assessment of a Theoretical Model for Predicting Forced Convective Critical Heat Flux in Rod Bundles[J]. Frontiers in Energy Research, 2019,7(15) (SCI).

[5]Liu Y, Liu W , Shan J , et al. A mechanistic bubble crowding model for predicting critical heat flux in subchannels of a bundle[J]. Annals of Nuclear Energy, 2019, 137:107085 (SCI).

[6]Liu W, Liu Y, Peng S, et al.Visualization of spacer grid effect on bubble behavior and CHF in a single-rod channel[J].Nuclear Engineering and Design,2021,382(10):111376 (SCI).

[7]Dong SY, Liu W, Liu Y, et al. Application of the Improved Spacer Grid Model in Subchannel Analysis Code[J]. Nuclear Technology, 2019, 205(1-2):352-362 (SCI).

[8]Liu W,Shang Z,Yang L,Liu Y,Hu Y,Liu Y. Numerical investigation of the CHF in a vertical round tube and a single rod channel based on the eulerian two-fluid model[J].Progress in Nuclear Energy,2021,135(5):103699 (SCI).

获奖：

[1]第8届中韩热工水力研讨会：最佳论文一等奖（2019，中国重庆）

[2]第11届东京大学-上交-西交三校核研讨会：最佳报告将（2018，日本福岛）

[3]西部核学会联合体2018年学术年会：优秀论文一等奖（2018，中国嘉峪关）

    五、学术兼职

    多个核反应堆工程领域期刊审稿人

    六、联系方式

    电话：17792618633

    通讯地址：甘肃省兰州市兰州大学理工楼216

    E-mail：liuy_nuclear@lzu.edu.cn