张鹏辉，工学博士，助理研究员。2023年12月获得西安交通大学核科学与技术专业博士学位，2024年2月进入太阳成集团tyc4633任助理研究员/弘深青年教师。目前围绕先进核动力系统热工水力及安全分析，主要从事热工水力机理实验、系统分析程序开发、特种反应堆应用方面的研究工作。作为主要完成人参与包括国家重大科技专项、中央某部核能专项在内的横纵向课题研究6项，在《Applied Thermal Engineering》等国际知名一区SCI期刊上发表文章。
教育经历：
本科 2014.09-2018.06 西安交通大学 核工程与核技术
硕士 2018.09-2020.03 西安交通大学 核科学与技术
博士 2020.03-2023.12 西安交通大学 核科学与技术
*研究方向：
围绕先进核动力系统热工水力及安全分析，主要从事热工水力机理实验、系统分析程序开发、特种反应堆应用方面的研究工作。
科研项目：
[1] 大型先进压水堆穹顶雨滴效应试验，国家重大科技专项，2017-2019，结题，参与；
[2] ******关键技术研究，中央****部，2019-2023，结题，参与；
[3] 靶件热工安全校算，原子能科学研究院，2018-2019，结题，参与；
[4] 先进核电厂事故运行分析系统研发，中国核电工程有限公司，2019-2021，结题，参与；
[5] 事故计算结果输出管理程序研发，中国核电工程有限公司，2022-2023，结题，参与；
代表性论文：
[1] Zhang PH, Chen RH, Su GH, et al. Experimental investigation and modeling of falling film heat transfer on partial dry-out condition[J]. Applied Thermal Engineering, 2023, 229:120550.
[2] Zhang PH, Wang BW, Chen RH, et al. Water film covering characteristic on horizontal fuel rod under impinging cooling condition[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2022, 11: 4329-4337.
[3] Chen RH, Zhang PH, Ma P, et al. Experimental investigation of steam-air condensation on containment vessel[J]. Annals of Nuclear Energy, 2020, 136: 107030.
[4] Chen RH, Zhang PH, Tan B, et al. Steam condensation on a downward-facing plate in presence of air[J]. Annals of Nuclear Energy, 2019, 132: 451-460 .
[5] Chen RH, Zhang PH, Ma P, et al. Experimental study of the steam condensate dripping behavior on the containment dome[J]. Nuclear Engineering and Design, 2019, 346: 131-139.
[6] Chen RH, Cai QH, Zhang PH, et al. Three-dimensional numerical simulation of the HECLA-4 transient MCCI experiment by improved MPS method [J]. Nuclear Engineering and Design, 2019, 347:95-107.
[7] Zhang PH, Lu GQ, Chen RH, et al. VITARS: a visual interactive transient analysis platform for reactor system[C]. International Symposium on Thermal Hydraulics and Safety of Advanced Nuclear Energy Systems, Zhongshan, 2022.
[8] Zhang PH, Chen RH, Ma P, et al. Experimental study of steam condensation for passive containment cooling[C]. 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Chongqing, 2019.
[9] 张鹏辉,卢国庆,陈荣华等. 可视化交互式核动力系统模拟平台VITARS的开发与验证[J].原子能科学技术, 2023,57(2):313-319.
