应西安交通大学能源与动力工程学院核科学与技术学院陈荣华博士邀请，2016年7月12日，日本早稻田大学（Waseda University, Japan）Akifumi YAMAJI博士来访西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuThel）。
7月12日上午九时，在陈荣华博士的陪同下，YAMAJI博士参观了核反应堆热工水力实验室，包括钠沸腾试验回路(NABOLO)、AP1000第四级自动降压夹带试验台架(ADETEL)及严重事故熔融物试验台架(COPRA)等多个大型实验台架。课题组博士生分别对实验室的各个台架做了详细介绍，与YAMAJI博士进行了深入交流，并最终合影留念。
YAMAJI博士参观核反应堆热工水力实验室
下午15时，YAMAJI博士于西安交通大学主楼B303教室作了题为“Reactor Design and Safety Research at Waseda University (Research at YAMAJI-Lab)”的学术报告。报告期间，YAMAJI博士主要介绍了日本早稻田大学在堆芯设计和系安全分析方面的研究情况，包括在钠冷快堆、超临界水冷堆以及沸水堆领域的研究。另外，YAMAJI博士还介绍了早稻田大学在核反应堆严重事故领域所做的研究，包括使用MELCOR程序对严重事故时整体系统的分析，以及应用MPS方法对严重事故机理现象的研究，并展示了相关研究成果。在讲座最后，YAMAJI博士与参加报告的老师和学生进行了深入交流，回答了学生们提出的相关问题。
YAMAJI博士在做学术报告
YAMAJI博士在与巫英伟副教授交流
讲座结束后，由西安交通大学能源与动力工程学院核科学与技术学院秋穗正教授代表西安交通大学能动学院为YAMAJI博士颁发荣誉证书。
秋穗正教授向YAMAJI博士颁发荣誉证书
附 YAMAJI博士简介：
山路哲史（Akifumi Yamaji）教授现为早稻田大学先进理工学研究科共同原子力专攻山路研究室的负责人，曾任日本原子力研究开发机构（JAEA）研究员和经济合作与发展组织核能机构（OECD/NEA）核科学家等职务，在轻水堆严重事故、新型堆概念设计与事故耐受燃料等领域开展了多项研究。其研究室现在开展的研究包括利用移动粒子半隐式（MPS）方法以及轻水堆严重事故分析程序MELCOR对轻水堆严重事故进行数值模拟分析，针对提高核燃料对事故耐受程度的新型事故耐受燃料的研究以及先进第四代反应堆超临界水堆和超临界水冷快堆等堆芯设计与安全分析研究。山路哲史博士与JAEA、东京大学以及大阪大学等学术科研机构有密切的学术合作关系，在轻水堆基础热工水力现象理论和数值模拟以及先进堆型设计研究上有着较为深厚的理解和学术造诣。
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