黃善仿，男，博士，清華大學副教授。
基本介紹
- 中文名：黃善仿
- 學位/學歷：博士
- 職業：教師
- 專業方向：多物理場耦合、高性能模擬計算
- 任職院校：清華大學
個人經歷,主講課程,研究方向,學術成果,榮譽獎項,
個人經歷
● 2001.9-2004.2 西安交通大學 熱能工程 碩士
● 1997.9-2001.7 西安交通大學 熱能工程 學士
● 2010.6-現在 清華大學 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 上海交通大學 核學院 博士後
學術兼職
● 2017，2018 THU INTERNATIONAL MASTER’S PROGRAM IN NUCLEAR ENGINEERING AND MANAGEMENT (TUNEM) 馬來西亞、土耳其招生組
● 2018 12th International Topical Meeting on Nuclear Thermohydraulics, Operation and Safety (NUTHOS12) TPC member
● 2017-2019 先進核能技術協同創新中心 兼職教師
● 2017.11 中核集團重點學科實驗室評審 專家組成員
● 2017.9 “國防科技工業核動力技術創新中心”年會 分會場主席
● 2017.9 “核工業教育學會”2017年會核能發展組 聯合召集人
● 2017.5 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE25) Track co-chair, session chair
● 2017.3- American Nuclear Society Professional member
● 2017.3 總裝備部“十三五預研項目計畫：xxx方向” 開題 專家組副組長
● 2016.10 總裝備部“十三五預研項目計畫：xxx方向” 評審 專家組成員
● 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項目：超臨界水堆關鍵問題的基礎研究 項目秘書/辦公室主任
主講課程
● 主講過：《核反應堆熱工水力》、《核電廠系統與設備》、《核電廠儀表與控制》、《核反應堆安全》、《反應堆熱工水力實驗》、《高等反應堆熱工分析》（研究生）、《反應堆工程》（研究生）等課程。針對所授課程，還開展了相應的教學改革，發表了3篇教改方面的文章。所授課程教學效果良好，五門次課程評教結果（總體或部分指標）進入全校前5%。
● 指導本科生畢設30餘人次（均畢業），指導碩士20餘人次（5人在讀，其餘畢業）；協助指導博士生6人（1人在讀，其餘畢業）；指導博士生4名（在讀）。
研究方向
研究方向主要圍繞多物理場耦合、高性能模擬計算、核反應堆安全、多相流測量方法和機理研究。近年來，研究興趣集中在核熱耦合上，2016.6和2017.5兩次赴歐洲參加“Working Party on Scientific Issues of Reactor Systems”，就核熱耦合進行交流。其中，蒙卡瞬態計算的內容是使用RMC對世界上最新的反應堆動力學基準題C5G7-TD進行計算並提供參考結果，這是國內外唯一完成全部基準題算例計算的程式。相關工作基於天河二號、神威（太湖之光）等國際最先進的計算平台展開。
學術成果
主要研究課題如下：
1．基於RMC的多尺寸多物理耦合的普適性反應堆設計與安全分析平台建設，“雙一流建設項目”，協助負責人；
2．核工程虛擬仿真教學實驗平台建設：“中央高校改善基本辦學條件經費項目”，協助負責人；
3．超臨界水綜合實驗迴路建設及機理研究，科技部973項目，技術骨幹；
4．反應堆蒙卡分析軟體的開發（核電關鍵設計軟體自主化技術研究——機率論方法軟體研究子課題），大型先進壓水堆核電站國家科技重大專項，主要研究人員；
5．核能工程碩士教育改革，清華大學研究生教改項目，協助負責人；
6．堆內超臨界輻照實驗迴路設計技術研究，中歐合作項目，課題負責人；
7．套用釷資源的先進反應堆技術，Tsinghua-UC Berkeley聯合研究項目，負責人；
8．大型先進壓水堆非能動安全殼外部水膜動力學特性，國家自然科學基金，負責人；
9．用於材料輻照損傷的輻射場—堆芯設計及分析研究，中國工程物理研究院基金，負責人；
10．xxxx阻力及局部傳熱特性研究，總裝預研項目，負責人；
11． 氣泡分布特性研究，中國核動力研究設計院基金，負責人；
12． 穩壓器除氣研究，中國核動力研究設計院基金，負責人。
部分SCI論文：
[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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, 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（通訊作者）, Zhang X, Wang D, Lin H. Water holdup measurement in kerosene-water two-phase flows. Meas Sci Technol. 18 (2007): 3784-3794.
共發表文章100餘篇，在Web of Science 引用100餘次，H因子=6.
專著：
[1] 汪映榮、王侃、（以下按姓氏筆劃）丁雲峰、白利超、劉井泉、周平原、俞卓平、常鴻、黃善仿 ，《話說核電》，科普出版社, 2012.
專利：
[1] 黃善仿，孫紅才，郭嘯宇. 反應堆壓力容器外部冷卻的自然循環系統及方法.中國專利，CN201610284387.7.
[2] 黃善仿，一種非能動安全殼外部冷卻系統，中國專利， CN201310032534.8.
[3] 黃善仿,顧漢洋，楊燕華，王棟.基於雙頭電容探針的兩相流參數測量方法與裝置，中國專利，CN 200810203438.4.
[4] 黃善仿，王棟，林宗虎.火電廠直接空冷機組乏汽低品位熱能的利用，中國專利，CN 200510043088.6
榮譽獎項
1. 2018.1 “全國高校黨支部書記網路培訓示範班”結業
2.2018.1 清華大學年度考核優秀
3. 2017.9 清華大學首屆年度教學優秀獎
4. 2016.7 清華大學優秀班主任
5. 2016.5 優秀GF科技報告：基於局部電容探針的空泡份額測量
6. 2013.12 12屆北京市優秀青年科技論文：新型多孔板流量計流出係數性能研究
7. 2012-2017 “核反應堆設計技術國家級重點實驗室年會”優秀論文，被推薦到《核動力工程》發表，合計6次
