硕士生导师

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曹琼

曹琼,华北电力大学核科学与工程学院讲师,硕士生导师。华北电力大学核科学与技术专业博士学位。主要讲授课程有《核反应堆热工分析》《传热学》《高等核反应堆热工分析》等。主持科研课题13项,包括国家自然科学基金1项,北京市自然科学基金1项,教育部科技项目1项,中央高校科研基金4项,企事业单位委托课题6项。参与国家科技重大专项5项,863课题1项,北京市科技计划课题1项,企事业单位委托项目5项。发表科技论文二十余篇,获得科技奖励4项。

研究方向

①核反应堆热工水力方向,包括热工实验测量及CFD分析技术研究,核电站运行、维修及事故情况的热工流体问题,沸腾传热与多相流的实验与理论研究,单相流体的传热实验与理论研究,计算流体力学与复杂系统的数值模拟,与核能领域相关的热工流体新课题等。

②核反应堆结构流体方向,包括反应堆关键部件流固热耦合研究,热冲击及热振荡下热应力计算软件开发,反应堆堆内构件及蒸汽发生器流致振动实验测量和理论分析研究,流体激振力测量及数值分析研究,结构低周和高周疲劳评价方法研究等。

代表性科研项目:

①作为课题负责人,主持国家自然科学基金项目“喷淋冷却条件下稠密乏燃料棒束间孤波粘连流动特性及其对传热性能的影响研究”;

②作为课题负责人,主持北京市自然科学基金项目“稠密竖直乏燃料棒束喷淋冷却传热机理及模型研究”;

③作为课题负责人,主持教育部科技项目一项;

④作为课题负责人,主持单位委托项目“旋塞中心柱防热振荡设计验证试验”;

⑤作为课题负责人,主持单位委托项目“组件及蒸汽发生器流致振动分析模型开发

科研奖励及荣誉:

①参与完成:大型先进压水堆非能动水箱和乏燃料水池关键热工特性研究及应用,获2020年北京市科学技术进步奖二等奖(第3完成人)

②参与完成:大型先进压水堆乏燃料贮存格架与水池耦合地震安全性论证技术,获教育部高等高校科学技术进步奖二等奖(第7完成人)

③参与完成:乏燃料棒束喷淋冷却效果的影响因素分析,获2018核能行业协会科学技术奖二等奖(第2完成人);

④参与完成:池式沸腾下的冷凝与沸腾研究,获2018年中国能源研究会“能源创新奖”(第11完成人);

代表性学术论文(第一或唯一通讯):

[1]Qiong Cao*, Shiyao Liu, Daogang Lu, et al., Numerical study on temperature fluctuation of upper plenum in FBR with a more realistic model, Annals of Nuclear Energy, 2018, 114(4):214-226.

[2]Qiong Cao*, Hongyuan Li, Daogang Lu, et al., Temperature fluctuation caused by coaxial-jet flow: Experiments on the effect of the velocity ratio R⩾1, Nuclear Engineering and Design, 2017, 314(4):142-149

[3]Qiong Cao*, Daogang Lu, Han Wang, et al., Research on thermal-hydraulic behavior in the spent fuel pool using a full-height experimental facility, KERNTECHNIK, 2018, 83(3):215-219

[4]Lu D.G., Zheng S., Cao Q*. Cladding designs for the lower head of central measuring shroud against thermal shock in SFRs[J]. Nuclear Engineering and Design, 2021,371(1):1-11

[5]Cao, Qiong*,Lu, Daogang,Lv, Jing,Numerical investigation on temperature fluctuation of theparallel triple-jet,Nuclear Engineering and Design,2012,249(8):82-89.

[6]Lu, Daogang, Cao, Qiong*,Lv, Jing,Xiao, Yang,Experimental study on three-dimensional temperaturefluctuation caused by coaxial-jet flows,Nuclear Engineering andDesign,2012,243(2):234-242.

[7]Shu Zheng, Daogang Lu, Qiong Cao⁎, Yunlong Ding. Cladding design on lower head of the central measuring shroud in a fast reactor against thermal striping [J]. Nuclear Engineering and Design, 2020,357(2):1-10

[8]曹琼*,李鸿源,衣聪慧,陆道纲,喷淋冷却条件下压水堆乏燃料换热特性研究,核科学与工程,2019,39(5):673-677

[9]曹琼*,陆道纲,常牧,平行喷口流动引起温度振荡流固热耦合数值模拟研究,核科学与工程,2018,38(1):54-59

[10]王聪,陆道纲,曹琼*,王园鹏,传热管流致振动设计准则比较,原子能科学技术,53(9):1433-1488


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