【個人簡曆】

趙鵬程，男，漢族，1988年10月生于湖南衡陽，2009年12月加入中國共産黨，博士，博士後，副教授，湖南省“青年芙蓉學者”、湖南省普通高校青年骨幹教師、衡陽首屆青年科技托舉人才、中國核學會核反應堆熱工流體力學分會首屆理事、中國科技期刊卓越行動-梯隊期刊《核技術》青年編委。2011年畢業于2003网站太阳集团核工程與核技術專業，獲工學學士學位。2014年12月至2015年12月在國家留學基金委資助下赴德國卡爾斯魯厄理工學院博士聯培，2017年畢業于中國科學技術大學核科學與技術專業，獲工學博士學位。2018年~2023年，在中國核動力研究設計院核科學與技術學科（領域）從事博士後研究工作，并考核優秀出站。

主要從事先進核能系統概念設計與熱工安全分析工作。近年來，主持國家自然科學基金1項、教育部聯合基金青年人才項目1項、核能開發科研項目子課題1項、湖南省自然科學基金面上項目1項、核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室基金2項、湖南省教育廳優秀青年項目1項、核燃料循環技術與裝備湖南省協同創新中心重點基金1項、橫向企業委托項目2項。出版學術專著2部、發表學術論文70餘篇，申請國家發明專利10餘項。2019年獲2003网站太阳集团“十佳優秀班主任”榮譽稱号、2020年獲2003网站太阳集团“十佳優秀教師”榮譽稱号。

【代表性科研項目】

[1] 國家自然科學基金，11905101，非對稱熱負荷下鉛基快堆冷/熱鉛池熱分層耦合響應機理及其對自然循環能力影響研究，2020/01~2022/12，結題，主持；

[2] 核能開發科研項目子課題，典型事故的不确定性分析，2021.01~2023.12，在研，主持；

[3] 中國核動力研究設計院, 11203002053-05-FW-HT-2022001, 環形燃料有效溫度計算與驗證, 2022.04 ~ 2023.07，在研, 主持；

[4] 湖南省自然科學基金，2019JJ40239，驅動循環鉛冷快堆非對稱運行工況下複雜三維熱工水力現象及其影響研究，2019/01~2021/12，結題，主持；

[5] 核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室基金，HT-KFKT-10-2018001，小型長壽命自然循環鉛铋快堆關鍵技術概念研究，2018/10~2020/10，結題，主持；

[6] 中國核動力研究設計院橫向委托課題，鉛铋堆熱工水力與安全分析準則及标準規範研究，2019/10~2020/10，結題，主持。

【代表性論著】

[1] 趙鵬程,劉紫靜,于濤,等. 小型鉛基快堆熱工流體特性研究[M]. 中國原子能出版社, 2019.

[1] Xiang Z, Chen Q, Zhao P*. Application of data-driven model reduction techniques in reactor neutron field calculations[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2024.

[2] Zhang A, Chun S, Cheng Z, Zhao P*. Predicting the core thermal hydraulic parameters with a gated recurrent unit model based on the soft attention mechanism [J]. Nuclear Engineering and Technology, 2024.

[3] Tang M, Yang J, Zhao P*, et al. Research on design requirements for passive residual heat removal system of lead cooled fast reactor via model-based system engineering[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2024.

[4] Yang T, Zhao P*, Zhao Y, et al. Development of reduced-order thermal stratification model for upper plenum of a lead–bismuth fast reactor based on CFD[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2023.

[5] Xiao Y, Peng L, Zhao P*, et al. A novel method for calculating annular fuel cell resonance effective temperature[J]. Annals of Nuclear Energy, 2023, 192: 109950.

[6] Peng L, Zhao P*, Yu T. Study on anti-disturbance capacity of LBE cooled double loop natural circulation system under asymmetric conditions[J]. Annals of Nuclear Energy, 2023, 182: 109584.

[7] Zhao P*, Wang T, Zhu E, et al. Research on proportional method for experimental facility of lead-based fast reactor with natural circulation[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 172: 109096.

[8] Zhu E, Chen Q, Zhao P*, et al. Research on multi-objective optimization method for flow distribution of natural circulation reactor during its life-cycle[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 176: 109266.

[9] Wang T, Wang Y, Zhao P*, et al. Study on the key influencing factors of reverse flow in U-tube steam generator under natural circulation[J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, 171: 109035.

[10] Xiao Y, Yang J, Zhao P*, et al. Research on core power maximization method of natural circulation lead-bismuth cooled fast reactor[J]. Frontiers in Energy Research, 2022, 10: 961547.

[11] Yu Q, Dai S, Zhao P*, et al. Intelligent Optimization Method for Core Flow Zoning of Long-Cycle Lead-Bismuth-Cooled Reactor[J]. Frontiers in Energy Research, 2022, 10: 849874.

[12] Yi J, Ji N, Zhao P*, et al. Research on the method of predicting CEFR core thermal hydraulic parameters based on adaptive radial basis function neural network[J]. Frontiers in Energy Research, 2022, 10: 961901.

[13] Shi W, Yi F, Zhao P*, et al. Flow distribution investigation and sensitive analyses on reverse flow in U-tubes of steam generator under natural circulation[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 154: 108112.

[14] Zhao P, Lei Z, Yu T, et al. Uncertainty analysis in coupled neutronic/thermal-hydraulic calculations based on computational fluid dynamics[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 156: 108215.

[15] Zhu E, Wang T, Zhao P*, et al. Stability analysis of a parallel channel-loop system with single-phase natural circulation under asymmetric conditions[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 163: 108552.

[16] Guo C, Zhao P*, Deng J, et al. Safety analysis of small modular natural circulation lead-cooled fast reactor SNCLFR-100 under unprotected transient[J]. Frontiers in Energy Research, 2021, 9: 678939.、

[17] Yang T, Zhao P*, Li Q, et al. Study on Thermophysical Properties of a Lead–Bismuth-Based Graphene Nanofluid[J]. Frontiers in Energy Research, 2021, 9: 727447.

[18] Zhao P, Liu Z, Yu T, et al. Code development on steady-state thermal-hydraulic for small modular natural circulation lead-based fast reactor[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2020, 52(12): 2789-2802.

[19] Zhao P, Shi K, Li S, et al. CFD analysis of the primary cooling system for the small modular natural circulation lead cooled fast reactor SNRLFR-100[J]. Science and Technology of Nuclear Installations, 2016, 2016.

[20] Zhao P, Li S, Chen Z, et al. Natural circulation characteristics analysis of a small modular natural circulation lead–bismuth eutectic cooled fast reactor[J]. Progress in Nuclear Energy, 2015, 83: 220-228.

【代表性發明專利】

[1] 易金豪,陳琪,趙鵬程. 一種用于液态金屬冷卻反應堆的雙層直管換熱管[P]. 湖南省：CN114708996A,2022-07-05.

[2] 翟鵬迪,趙鵬程,朱恩平等. 一種基于石墨烯氣溶膠的芯塊-包殼間間隙傳熱改善方法[P]. 湖南省：CN112951455A,2021-06-11.

[3] 王天石,趙鵬程,劉紫靜等. 一種鉛基快堆壓力容器及其下封頭[P]. 湖南省：CN110942834A,2020-03-31.

[4] 劉紫靜,趙鵬程. 一種基于氣舉的液态金屬冷卻池式反應堆多功能堆内熱分隔系統[P]. 湖南省：CN106409353B,2018-09-07.

[5] 劉紫靜,趙鵬程. 一種液态金屬冷卻池式反應堆非能動事故餘熱排出系統[P]. 湖南省：CN106653107B,2018-09-07.

[6] 趙鵬程,陳钊,周光明等. 一種液态重金屬冷卻自然循環池式反應堆堆内輔助加熱系統[P]. 安徽省：CN103730172B,2016-04-13.

[7] 趙鵬程,王桂梅,周光明等. 一種液态重金屬冷卻自然循環池式反應堆輔助加熱系統[P]. 安徽省：CN103730171B,2016-03-02.

【招生要求】

（1）良好的英語閱讀、寫作能力；

（2）數學和物理方面基本功紮實；

（3）能夠熟練應用計算機語言編程、人工智能算法；

（4）勤于思考，善于交流，勇于吃苦，有上進心。

【聯系方式】

pengcheng.zhao@usc.edu.cn