个人简介

陈佳跃 中山大学 太阳集团tyc86 副教授 硕士生导师, 2018年毕业于上海交通大学核科学与技术专业，获工学博士学位，主要从事核反应堆系统热工与安全分析研究。

科研项目

国家重点研发计划，堆内熔融物晚期进程模拟分析子课题，53万，主持；

核能开发科研项目，安全壳软件对比验证子课题，72万，主持；

核反应堆系统设计技术重点实验室基金，矩形并联多通道流动传热的不均匀性分析方法研究，20万，主持；

广东省科技厅国际科技合作项目，铅铋快堆堆芯出口温度振荡现象及结构热应力分布特性研究，100万，主持；

GFJG项目，***程序，20万，主持；

GFJG项目，***平台，12万，主持

GFJG项目，***模型开发，95万，主持；

GFJG项目，***建模测试，189万，主持；

中广核集团，严重事故后堆芯数字化迁移进程程序，43万， 主持；

中广核集团，5x5组件设计计算，28万，主持；

中广核集团，制冷机组振动评估及治理、管道力学计算，158万，主持；

中山高校基本业务费，先进压水堆紧凑型燃料组件内周向不均匀传热的精细仿真方法研究，15万，主持

国家重点研发计划，堆芯早期行为及反应堆系统热工水力分析模块开发，39万，技术骨干；

中广核集团，试验装置模化评估，152万，技术骨干；

中科院微小卫星创新研究院，超稳温度控制试验验证系统-高稳定度控温系统，349万，技术骨干；

期刊论文

Wang H, Chen J, Yu G, Liu M. Research of wide-range load following control strategy for sCO2 recompression brayton cycle system. Energy Conversion and Management, 2026, 120870.

Chen J, Liu Z, Li W. Development and assessment of an additional inertia force model for one-dimensional nuclear system analysis code under ocean conditions. Progress in Nuclear Energy, 2025, 180:105597.

Huang H, Deng Z, Cheng S, Chen J. Systematic experimental investigation on pressure build-up characteristics of water jet injection into a molten LBE pool. Nuclear Science and Techniques, 2024, 1001-8042.

Liu F, Zhang X, Chen J. Analysis of coupled flow and heat transfer in primary and secondary sides of helical coil Once-through steam generator. Annals of Nuclear Energy, 2021, 153:108069. 

Liu F, Chen H, Chen J. Numerical simulation of shock wave problems with the two-phase two-fluid model, Progress of Nuclear Energy, 2019, 103259.

Chen J, Chen H, Zhang X. Implementation and validation of a one-step coupled solution method for the two-fluid model. Nuclear Engineering and Design, 2019, 348:56-64.

Chen H, Chen J, Zhang X. Development of thermal-hydraulic analysis code of a helically coiled once-through steam generator based on two-fluid model. Annals of Nuclear Energy, 2019, 132:773-783.

Chen J, Gu H, Xiong Z. Development of a one-dimensional transient model for predicting flow instability at supercritical pressures. Progress in Nuclear Energy. 2019, 112:162-170. 

Chen J, Xiong Z, Y Xiao, Gu H. Experimental study on the grid-enhanced heat transfer at supercritical pressures in rod bundle. Applied Thermal Engineering, 2019, 156:299-309.

Chen J, Gu H, Xiong Z. A circumferentially non-uniform heat transfer model for subchannel analysis of tight rod bundles. Annals of Nuclear Energy, 2018, 121:50-61. 

Chen J, Gu H, Xiong Z, Liu D. Experimental investigation on heat transfer behavior in a tight 19 rod bundle cooled with supercritical R134a. Annals of Nuclear Energy, 2018, 115:393-402.

陈佳跃, 王慧婷, 于国鹏等. 海洋条件铅铋堆与超临界CO2布雷顿循环系统耦合分析程序开发与验证. 中国造船工程学会船舶热能动力学术会议, 2024, 湖北武汉.

陈佳跃, 李万爱, 明平剑, 成松柏. 海洋条件下并联螺旋管两相流动不稳定性的RELAP5模拟. 先进核能技术全国重点室学术年会, 2024, 四川成都.

陈佳跃, 王泽锋, 王啸宇, 陈焕栋. 堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究. 核动力工程, 2023.

陈佳跃, 陈焕栋, 张小英等. 一维两流体模型在反应堆系统程序中的一步求解算法及其验证. 国防科技工业核动力技术创新中心学术会议, 2018, 四川成都.

陈佳跃, 肖瑶, 熊珍琴, 顾汉洋等. 子通道程序周向不均匀传热模型开发与验证. 国防科技工业核动力技术创新中心学术会议, 2018, 四川成都.

陈佳跃, 熊珍琴, 顾汉洋. 19棒束内超临界氟利昂传热不均匀的实验与分析研究. 第15届全国反应堆热工流体学术会议, 2017, 山东威海.

陈佳跃, 熊珍琴, 肖瑶, 顾汉洋. 垂直圆管内超临界R134a对流传热实验研究. 核动力工程, 2016.

陈佳跃, 熊珍琴, 肖瑶, 顾汉洋. 超临界单通道和并联通道流动不稳定性的建模方法研究. 第14届全国反应堆热工流体学术会议, 2015, 北京.

专利软著

NUREVRS：核反应堆系统虚拟仿真平台，2024SR1151702，2024.08.

获奖荣誉

中国核能行业协会科学技术奖二等奖，特殊工况下燃料组件棒束内流动传热行为研究及应用, 2019.