張東輝

1988－1992,上海交通大學 核反應堆工程專業

1992－1995,中國原子能科學研究院 碩士

1999年取得博士學位

2006年取得博士生導師資格

2024年2月16日，由中國科學院大連化學物理研究所(大連化物所)袁開軍研究員、楊學明院士實驗團隊聯合傅碧娜研究員、張東輝院士理論團隊利用大連相干光源共同完成的證實分子高激發態存在漫遊反應的重要研究的相關成果論文在國際著名學術期刊《科學》發表 ^[2]  。

自1999年博士畢業至2003年，張東輝先後擔任中國原子能科學研究院快堆理論室組長、主任、副總設計師；2003年起，先後擔任中國原子能科學研究院快堆工程部副總經理、常務副總經理；2007年，開始擔任中國原子能科學研究院快堆工程部總經理；2013年起擔任中國原子能科學研究院副總工程師，兼任國家能源快堆工程研發（實驗）中心副主任。

張東輝還任國際原子能機構（IAEA）快堆工作組中國代表、快堆產業化技術創新聯盟秘書長、全國反應堆熱工流體力學學會副主任、全國新堆研究堆學會主任委員、核能行業核電廠調試啓動工作組副組長。

獲得1997—2000年中國原子能科學研究院“勞動模範”稱號；

主持的中國實驗快堆虹吸破壞裝置驗證實驗榮獲2007年“國防科學技術進步獎”二等獎，該實驗同時獲得2007年度中國核工業集團公司“科學技術獎”一等獎。

獲得中核集團2009年“十大傑出青年”稱號。

中央企業青年成長成才“身邊的榜樣”人物（全國共100人） ^[1] 

十大主要貢獻

1、獨立開發出單管內單泡和多泡鈉沸騰模型；採用兩流體六方程模型，獨立開發出棒束內子通道鈉沸騰分析程序，並首次在國內實現了接近三維精度的鈉冷快堆嚴重事故下堆芯鈉沸騰行為模擬，為鈉冷快堆安全評價提供了熱工方面的手段。

2、承擔了一回路鈉淨化系統熱工設計，對系統中的非能動虹吸破壞裝置進行了實驗驗證，找出了原設計中的缺陷並加以改進，避免了反應堆運行的不穩定以及事故工況下放射性後果超標。

3、對中國實驗快堆的十幾個設計基準事故和超設計基準事故進行了分析，論證了反應堆的安全性，並對分析中發現的超壓保護系統等的薄弱環節進行了改進。

4、分析計算了中國實驗快堆在最嚴重事故工況下的放射性源項，該成果已被國家環保部評審通過，並作為評價中國實驗快堆對周圍環境放射性影響的依據。

5、確定了中國實驗快堆假設始發事件譜、事故分析基本原則、驗收準則等，組織編制了安全分析報告。該報告如期獲得國家核安全局審評批准，並頒發了建造許可證。

6、編制了中國實驗快堆調試總大綱，並獲國家核安全局批准。組織了中國實驗快堆的調試技術準備和管理體系準備，確定了各主要調試試驗的方案和驗收準則，組織編制了約800冊調試文件。中國實驗快堆全部單系統調試已基本完成，正在進行綜合調試。

7、編制了中國實驗快堆運行準備大綱，並依照該大綱要求進行了人員、物資和技術準備。

8、組織指導完成了霧狀鈉火驗證試驗、錫鉍合金氧化試驗、蒸汽發生器鏽蝕材料鈉環境除鏽試驗、堆本體上部空間氣體温度分佈模式試驗等十多項研究實驗，有關實驗結果已應用於中國實驗快堆建造。

9、全面負責中國實驗快堆項目的組織，負責安全、質量、進度、投資四大控制，負責設計、建造、設備採購和研製、安裝、調試、運行和實驗驗證等全部組織協調工作。目前已獲專利40項（預期將取得150項以上）、省部級成果37項。本項目已於2011年完成。

10、在項目實體建設的同時，培養了一支400多人全面掌握快堆核心技術的技術隊伍和一支100多人掌握快堆項目管理經驗的管理隊伍。

個人培養了十多名碩士和博士研究生。

1999年，發表《快堆中瞬態鈉沸騰的研究》博士論文，同年在《核科學與工程》發表《利用子通道程序對快堆堆芯堵流的計算》論文。

2000年，在《清華大學學報（自然科學版）》發表《中國實驗快堆（CEFR）嚴重事故對策》論文。

2001年，在《第七屆全國反應堆熱工流體會議文集》發表《中國實驗快堆事故餘熱排出分析》論文。

2002年，在《核動力工程（第十二屆全國反應堆結構力學會議文集）》發表《中國實驗快堆主容器冷卻系統間隙流動分析》論文。

2006年，在《核動力工程（第六屆全國新堆與研究堆學術會議專輯）》發表《中國實驗快堆一次鈉泄漏防禦改進及其效果分析》論文。

2007年，在《原子能科學與技術（增刊）》發表《中國實驗快堆虹吸破壞裝置兩相流瞬變特性模擬研究》論文。

2008年，在《中國核工業》發表《中國示範快堆初步方案探討》論文。

2011年，作為第一作者出版合著《快堆安全分析》。

中國實驗快堆是我國快中子增殖反應堆(快堆)發展的第一步 。該堆採用先進的池式結構，核熱功率65兆瓦，實驗發電功率20兆瓦，是目前世界上為數不多的大功率、具備發電功能的實驗快堆，其主要系統設置和參數選擇與大型快堆電站相同。實驗快堆充分利用固有安全性並採用多種非能動安全技術，安全性已達到第四代核能系統要求。