袁红胜，现任中广核研究院堆芯软件工程师，工程师，博士研究生。长期从事反应堆热工水力分析与软件开发工作。

依托项目名称：核电厂自主系统分析软件关键传热模型研发

个人简介：

袁红胜，现任中广核研究院堆芯软件工程师，工程师，博士研究生。长期从事反应堆热工水力分析与软件开发工作。

申请人主要从事压水堆热工水力研究和软件研发工作，相关成果发表Scopus索引论文30余篇（高被引因子为9），申请发明专利3项。

在实验与模型研发方面，完成了自洽的核化模型研发和适用于瞬态过程的过冷沸腾传热模型研发，相关成果以第一作者发表SCI一区论文4篇，并获优秀博士论文提名、ICONE Best paper、Key Scientific Article（Advances in Engineering）等奖项。相关成果收录于专著《海洋条件下反应堆热工水力特性研究》，并作为主要内容之一申获省自然科学奖二等奖。

在失水事故分析和软件研发方面，承担了华龙一号、小型堆系统热工水力软件开发，开展大量理论模型、验证、确认等工作，支撑了“华龙一号”走出去项目。负责三代及三代改进型压水堆电厂的LOCA应对措施和安全分析，通过软件开发、方法开发与优化，完成系统设计。由于突出贡献，获得省国防科工办人才补贴、部门“研发之星”和获评国家能源核电重点实验室优秀青年论文等奖励。

项目名称：核电厂自主系统分析软件关键传热模型研发

关 键 词：热工水力；临界后传热；

项目摘要：压水堆核电厂系统热工分析软件是支撑核电强国的最重要技术之一。国内尚未完成成熟的核电厂系统热工安全分析软件研发。本项目作为解决核电软件“卡脖子”问题课题的重要组成部分，将进行关键传热模型研发：以实验研究为基础，通过探究临界后传热的影响因素和规律，揭示关键的壁面润湿现象和传热特性的影响机理，建立基于壁面润湿现象的临界后传热模型，掌握先进压水堆核电厂系统热工安全分析软件的关键技术。

另外，大破口失水事故作为压水堆性能的限制因素，本项目研究内容再淹没阶段的燃料润湿和传热是该事故安全限值的决定因素，而安全限值是配置安全设施和决定反应堆功率的准则。因此，本项目也是准确预测反应堆安全裕量和决定核电经济性的基础，对先进压水堆研发至关重要。

候选人工作照-加班攻关软件模型研发