华北电力大学核科学与工程学院,反应堆工程第一教研室主任，党支部书记；副教授,硕导；博士。河北工业大学热能与动力工程学士，哈尔滨工程大学核能科学与工程硕士、博士，苏黎世联邦理工学院访问学者。主要讲授课程有《传热学》、《反应堆热工分析》、《反应堆安全分析》、《Heat Transfer》、《核反应堆理论基础》。实践类课程主要有反应堆热工课程设计、反应堆安全分析课程设计、认识实习、毕业实习和毕业设计。科学研究主要从事反应堆热工水力、两相流、软件验证以及非能动安全壳方面的研究工作，发表论文30余篇；PNE、ANE等期刊审稿人。截止2021年3月，作为导师和副导师培养硕士7名，指导本科毕业设计45名。
研究方向：
①核反应堆热工水力实验与数值模拟；
②非能动安全壳冷却系统及小型堆抑压系统；
③模型验证与比例分析。
代表性科研项目：
①作为子课题负责人，主持国家重点研发计划子课题：安全壳系统性能综合分析软件校验评估；
②作为课题负责人，主持国家自然科学基金青年项目:小型抑压式安全壳抑压特性及相变传热和压力、不可凝气体相互影响机制研究；
③作为子课题负责人，主持国家科技重大专项堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包研发的工作参与(3)-热工安全；
④作为项目骨干，参与国家自然科学基金:AP1000安全壳内氢气风险缓解措施研究,基于概率论的核电站自然循环系统可靠性研究，超临界二氧化碳作为先进核能系统工质的热工流体力学关键基础问题；
⑤作为项目负责人，主持企事业单位反应堆热工水力相关课题4项，作为项目骨干参与热工横向项目10余项。
⑥作为项目负责人，主持中央高校基本科研业务项目4项，其中青年1项，面上3项。
科研奖励及荣誉：
①作为子课题负责人，参与完成“国家科技重大专项大型先进压水堆核电站”，被评为“应用创新优秀个人”；
②2016年，三育人——教书育人先进个人；2016-2017年，优秀班主任；2017-2018年，教学优秀和“我身边的好老师”荣誉称号；2019年，十佳班主任。
代表性学术论文（第一或通讯作者）：
[1]Shengfei Wang, Changqi Yang, Yu Yu, FengleiNiu. Research of a new passive instrument density lock [J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2012, Vol107:1347-1350
[2]Shengfei Wang, Changqi Yang, Yu Yu, FengleiNiu. The effect of vertical oscillation on density lock [J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2013, Vol108:1055-1058
[3]Shengfei Wang, et al. A new method to weaken thermal stratification phenomena in pipes of nuclear power plant[100]. 21st INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2013
[4]王升飞，阎昌琪，闫修平，玉宇，牛风雷．密度锁分区模型研究[J]．原子能科学技术．2014，48（S）：264-267（Ei：20144600210825）
[5]Shengfei Wang, Yeyun Wang, WeiqianZhuo, et al. Experimental analysis of steam mixing and thermal stratification phenomena related to small steel containment studies [J]. Annals of Nuclear Energy, 2017, Vol109:103–112
[6]王升飞, 王晔云, 郝祖龙,等. 非能动安全壳局部分层及分区计算研究[J]. 原子能科学技术, 2018, 52(5): 891-894.
[7]Albadawi G, Wang S*, Cao X. Numerical and Experimental Study of Thermal Stratification Outside a Small SMR Containment Vessel[J]. Sustainability, 2018, 10(7): 1-8.
[8]Shengfei Wang, Yushegn Liu, et al. Experimental Research of Jet Diameter on Heat Transfer in a Small Steel Containment[J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2019, Vol120:1010-1011.
[9]ShengshengLin,Shengfei Wang, et al. Experimental study of heat transfer with a jet flow in the complex space of small steel containment[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, Vol154:108124.
[10]Yu Y, Wang S, Niu F, et al. Effect of Nu, Correlation uncertainty on safety margin for passive containment cooling system in AP1000[J]. Progress in Nuclear Energy, 2014, 79:1-7
[11]Yu Y, Niu F, Wang S, et al. One-dimensional model for containment in AP1000 nuclear power plant based on thermal stratification[J]. Applied Thermal Engineering, 2014, 70(1):25–32.