姓 名

邓朴然

专业方向

核反应堆物理

电 话

Email

prdeng@inest.cas.cn

部 门

微小堆技术研究总体部

学习与工作经历

学习经历：

2010.09-2014.06 中国科学技术大学，核工程与核技术，学士

2017.09-2022.04 美国密歇根大学，核工程与放射科学，博士

工作经历：

2018.06-2018.08 美国阿贡国家实验室，研究助理

2022.05-2025.05 美国密歇根大学，核工程与放射科学，博士后

2025.07- 至今   中国科学院合肥物质科学研究院，副研究员

研究领域

核反应堆物理分析方法与先进反应堆堆芯设计，核燃料循环与核废料嬗变

招生方向

反应堆物理分析、先进微型反应堆设计、中子输运理论、多群核数据库产生方法、高性能数值模拟

科研项目

国外留学与工作期间，作为主要技术负责人多次参与美国能源部资助项目，研究课题涵盖钠冷快堆、铅铋冷却次临界系统、混合能谱反应堆和熔盐快堆的设计与物理分析方法。回国后作为候选人主持中国科学院海外引才青年项目，同时参与中国科学院“小核专项”先导项目，负责铅铋快堆堆芯物理设计

学术论文

• S. Jae,P. Deng, H.G. Lee, W.S. Yang, T. Hua, Y. Cao, R. O’Sullivan, “Development of an optimum long-term refueling strategy for Moltex stable salt reactor,”Ann. Nucl. Energy,226, 111830 (2026);
• P. Deng, R. Willat, and W. S. Yang, “Feasibility of Photonuclear Transmutation of Long-Lived Fission Products Extracted from Used Nuclear Fuels,”Nucl.Sci.Eng.,199, 907-929 (2025);
• P. Deng, W. S. Yang, and T. Wielenga, “Fuel Cycle Performance of the Wielenga Innovation Static Salt Reactor,”Nucl.Sci.Eng.,online,2024;
• P. Denget al., “A Digital Twin for Refueling Strategy Simulation of Stable Salt Fast Reactors,”M&C 2023 - The International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, Niagara Falls, Ontario, Canada. August 13–17, 2023.
• P. Dengand W. S. Yang, “A nodal transport method for coupled fast-thermal reactor analysis,”Ann. Nucl. Energy,157, 108229 (2021).
• P. Denget al., “Implementation of Partial Current Discontinuity Factors in VARIANT Nodal Transport Analysis,”Trans. Am. Nucl. Soc.,123, 1337 (2020).
• P. Denget al.,“Coupled Neutron and Gamma Heating Calculation Based on VARIANT Transport Solutions,”Nucl. Sci. Eng.,193, 1310 (2019).
• P. Denget al., “A Hybrid Subcritical Testbed for Fast Neutron Irradiation of Novel Fuels and Claddings in Fast Reactors,”Trans. Am. Nucl. Soc.,118, 869 (2018).

获得荣誉