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黄善仿
副教授

博士,副教授、博士生导师,核能所党支部书记

电话:010-62782942

邮箱:sfhuang@mail.tsinghua.edu.cn

  • 教育背景
  • 工作经历
  • 教学工作
  • 研究领域
  • 研究概况
  • 学术成果
  • 学术兼职
  • 奖励与荣誉

● 2004.3-2008.5 西安交通大学  多相流国家重点实验室 动力工程与工程热物理 博士(导师:林宗虎院士)

● 2001.9-2004.2 西安交通大学  热能工程 硕士

● 1997.9-2001.7 西安交通大学  热能工程 学士

● 2010.6-现在 清华大学 工程物理系 助研、副教授

 (2011.9-2012.8 Pohang University of Science and Technology, Korea Atomic Energy Research Institute Visiting Scholar)        

● 2008.6-2010.5 上海交通大学 核学院 博士后

  ● 主讲过:《核反应堆热工水力》、《核电厂系统与设备》、《核电厂仪表与控制》、《核反应堆安全》、《反应堆热工水力实验》、《高等反应堆热工分析》(研究生)、《反应堆工程》(研究生)等课程。针对所授课程,还开展了相应的教学改革,发表了3篇教改方面的文章。所授课程教学效果良好,五门次课程评教结果(总体或部分指标)进入全校前5%。

  ● 指导本科生毕设30余人次(均毕业),指导硕士20余人次(5人在读,其余毕业);协助指导博士生6人(1人在读,其余毕业);指导博士生4名(在读)。

  ● 研究方向主要围绕多物理场耦合、高性能模拟计算、核反应堆安全、多相流测量方法和机理研究。近年来,研究兴趣集中在核热耦合上,2016.6和2017.5两次赴欧洲参加“Working Party on Scientific Issues of Reactor Systems”,就核热耦合进行交流。其中,蒙卡瞬态计算的内容是使用RMC对世界上最新的反应堆动力学基准题C5G7-TD进行计算并提供参考结果,这是国内外唯一完成全部基准题算例计算的程序。相关工作基于天河二号、神威(太湖之光)等国际最先进的计算平台展开。

主要研究课题如下:

  1.基于RMC的多尺寸多物理耦合的普适性反应堆设计与安全分析平台建设,“双一流建设项目”,协助负责人;

  2.核工程虚拟仿真教学实验平台建设:“中央高校改善基本办学条件经费项目”,协助负责人;

  3.超临界水综合实验回路建设及机理研究,科技部973项目,技术骨干;

  4.反应堆蒙卡分析软件的开发(核电关键设计软件自主化技术研究——概率论方法软件研究子课题),大型先进压水堆核电站国家科技重大专项,主要研究人员;

  5.核能工程硕士教育改革,清华大学研究生教改项目,协助负责人;

  6.堆内超临界辐照实验回路设计技术研究,中欧合作项目,课题负责人;

  7.应用钍资源的先进反应堆技术,Tsinghua-UC Berkeley联合研究项目,负责人;

  8.大型先进压水堆非能动安全壳外部水膜动力学特性,国家自然科学基金,负责人;

  9.用于材料辐照损伤的辐射场—堆芯设计及分析研究,中国工程物理研究院基金,负责人;

  10.xxxx阻力及局部传热特性研究,总装预研项目,负责人;

  11. 气泡分布特性研究,中国核动力研究设计院基金,负责人;

  12. 稳压器除气研究,中国核动力研究设计院基金,负责人。

部分SCI论文:

  [1] Hu Q, Yan X, Huang S, et al. A critical heat flux model for saturated flow boiling on the downward curved heated surface. Annals of Nuclear Energy 114 (2018) 458–463.

  [2] S Huang(通讯作者), D Gong, C Li, X Guo, G Wang, K Wang. Prediction of Flow and Temperature Distributions in a High Flux Research Reactor Using the Porous Media Approach. Science and Technology of Nuclear Installations. 7152730, 2017.

  [3] Guo J, Liu S, Shang X, Huang S(通讯作者), Wang K. Coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis of a full PWR core using RMC and CTF. Annals of Nuclear Energy, 2017, 109: 327-336.

  [4] Liu S, Liang J, Wu Q, Guo J, Huang S(通讯作者), Tang X, Li Z, Wang K. BEAVRS full core burnup calculation in hot full power condition by RMC code. Annals of Nuclear Energy, 2017, 101: 434–446.

  [5] Gong D, Huang S(通讯作者), Wang G, et al. Heat Transfer Calculation on Plate-Type Fuel Assembly of High Flux Research Reactor[J]. Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, 501: 198654.

  [6] Zang J, Yan X, Huang S, et al. A general method for developing friction factor formulas under supercritical conditions and in different geometries[J]. Annals of Nuclear Energy, 2014, 65: 262-271.

  [7] Zang J, Yan X, Huang S, et al. A method of extending subcritical heat transfer correlations to supercritical conditions[J]. Nuclear Engineering and Design, 2014, 266: 186-193.

  [8] Huang S(通讯作者), et al. Study on discharge coefficient of perforated orifices as a new kind of flowmeter[J]. Experimental Thermal and Fluid Science, 2013, 46(1): 74-83.

  [9] Huang S(通讯作者), et al. Study on flow pattern maps in hilly-terrain air–water–oil three-phase flows[J]. Experimental Thermal and Fluid Science, 2013, 47(1): 158-171.

  [10] Huang S(通讯作者), et al. Performance analysis of gas-liquid cylindrical cyclone (GLCC) separator with an inclined and perforated wall[J]. Nuclear Science and Techniques, 2013, 24(3):1-12.

  [11] Zhang B, Zhang X, Wang D,Huang S. Equal quality distribution of gas-liquid two-phase flow by partial separation method. International Journal of Multiphase Flow. 57 (2013) 66–77.

  [12] Xiong T, Yan X, Huang S, et al. Modeling and analysis of supercritical flow instability in parallel channels[J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 2013, 57(2): 549-557.

  [13] Huang S(通讯作者), Zhang B, Lu J, et al. Flow pattern identification based on a single-wire capacitance probe. Nuc Sci Techni. 21(2010): 246-250.

  [14] Cheng X, Yang Y, Huang S. A simplified method for heat transfer prediction of supercritical fluids in circular tubes. Annals of Nuclear Energy, 2009, 36: 1120–1128.

  [15] Huang S(通讯作者), Zhang X, Wang D, Lin H. Equivalent water layer height (EWLH) measurement by a single-wire capacitance probe in gas-liquid flows. Int J Multiphase Flow. 2008(34): 809-818.

  [16] Huang S(通讯作者), Zhang X, Wang D, Lin H. Water holdup measurement in kerosene-water two-phase flows. Meas Sci Technol. 18 (2007): 3784-3794.

共发表文章100余篇,在Web of Science 引用100余次,H因子=6.

专著:

  [1] 汪映荣、王侃、(以下按姓氏笔划)丁云峰、白利超、刘井泉、周平原、俞卓平、常鸿、黄善仿 ,《话说核电》,科普出版社, 2012.

专利:

  [1] 黄善仿,孙红才,郭啸宇. 反应堆压力容器外部冷却的自然循环系统及方法.中国专利,CN201610284387.7.

  [2] 黄善仿,一种非能动安全壳外部冷却系统,中国专利, CN201310032534.8.

  [3] 黄善仿,顾汉洋,杨燕华,王栋.基于双头电容探针的两相流参数测量方法与装置,中国专利,CN 200810203438.4.

  [4] 黄善仿,王栋,林宗虎.火电厂直接空冷机组乏汽低品位热能的利用,中国专利,CN 200510043088.6

● 2017,2018 THU INTERNATIONAL MASTER’S PROGRAM IN NUCLEAR ENGINEERING AND MANAGEMENT (TUNEM) 马来西亚、土耳其招生组

● 2018 12th International Topical Meeting on Nuclear Thermohydraulics, Operation and Safety (NUTHOS12) TPC member

● 2017-2019 先进核能技术协同创新中心  兼职教师

● 2017.11 中核集团重点学科实验室评审 专家组成员

● 2017.9 “国防科技工业核动力技术创新中心”年会 分会场主席

● 2017.9 “核工业教育学会”2017年会核能发展组 联合召集人

● 2017.5 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE25) Track co-chair, session chair

● 2017.3- American Nuclear Society Professional member

● 2017.3 总装备部“十三五预研项目计划:xxx方向” 开题 专家组副组长

● 2016.10 总装备部“十三五预研项目计划:xxx方向” 评审 专家组成员

● 2016.10 2016 International Conference on Innovative Engineering and Technology Application TPC co-chair

● 2016.9 8th Int. Symposium on Symbiotic Nuclear Power Systems for 21st Century Session chair

● 2012.9 6th Korea-China Workshop on Nuclear Thermal-Hydraulics Session chair

● 2008.6-2009.5 973项目:超临界水堆关键问题的基础研究 项目秘书/办公室主任

  1. 2018.1   “全国高校党支部书记网络培训示范班”结业

  2.2018.1   清华大学年度考核优秀

  3. 2017.9   清华大学首届年度教学优秀奖

  4. 2016.7   清华大学优秀班主任

  5. 2016.5   优秀GF科技报告:基于局部电容探针的空泡份额测量

  6. 2013.12   12届北京市优秀青年科技论文:新型多孔板流量计流出系数性能研究

  7. 2012-2017 “核反应堆设计技术国家级重点实验室年会”优秀论文,被推荐到《核动力工程》发表,合计6次

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