姓名：王升飞
职称：副教授，硕导
研究方向：
1. 核反应堆热工水力与安全
2. 新型安全壳非能动冷却与抑压技术
3. 比例分析与模型验证
4. 液态金属热工水力与氧控
5. 基于人工智能的核能现象识别
6. 核能综合利用
联系方式：
办公地址：北京市昌平区304am永利集团主G217
办公电话：010-61771677
邮箱地址：zt970831@ncepu.edu.cn
一、个人简介
304am永利集团副教授、硕士生导师。现任反应堆工程第一教研室主任、党支部书记，中国核工业教育学会理事、国际期刊 JANDT 青年编委。先后于河北工业大学、哈尔滨工程大学获得学士及核能科学与工程硕博士学位。2011-2014年期间借调国核软件中心，深度参与我国自主知识产权核心核电软件 COSINE 的验证与确认（V&V）工作。2019.12-2021.1，赴瑞士苏黎世联邦理工学院（ETH）开展访问学者研究。
在科研领域，长期致力于先进核能系统热工水力与安全领域的前沿研究。研究工作聚焦于复杂两相流机理、先进核安全软件验证与确认（V&V）、新型安全壳非能动冷却技术，以及液态金属关键热工现象与先进控制等方向。迄今在国内外权威学术期刊上发表高水平论文 70 余篇，并担任 PNE、ANE、NED、ATE、ICHMT、JANDT、《核动力工程》等多项核能与热科学领域期刊的审稿人。
二、主要获奖及荣誉称号
①教学获奖与教学成果
·2026年 | 304am永利集团教学创新大赛二等奖（排名1）
·2025年 | 304am永利集团教学成果奖一等奖（排名3）
·2023年 | 304am永利集团 “教学优秀奖”
·2023年 | 中国核工业教育学会课程思政优秀案例 一等奖（排名2）
·2022年 | 304am永利集团教学创新大赛三等奖（排名1）
·2021年 | 304am永利集团教学成果奖二等奖（排名1）
·2018年 |304am永利集团 “教学优秀奖”
②科研表彰
·2016年 | 国家科技重大专项“大型先进压水堆核电站” “应用创新优秀个人”。
·2011年 | 304am永利集团 “科技工作先进个人”
③立德树人与综合荣誉
·2025年 | 全国老员工“核+X”能动创新大赛北京赛区 一等奖指导教师
·2023年 | 全国老员工“核+X”能动创新大赛北京赛区 一等奖（国家三等奖）指导教师
·2019年 | 304am永利集团 “十佳班主任” 荣誉称号
·2018年 | 304am永利集团第一届 “我身边的好老师” 荣誉称号
·2017年 | 2016–2017年度304am永利集团 “优秀班主任”
·2016年 | 304am永利集团“三育人”—— “教书育人”先进个人
·历年荣誉 | 多次获评校级“教职工考核优秀”（2013-2014、2015-2016年度等）及校工会积极分子
三、教学与人才培养情况
在教学领域具有丰富的理论与实践教学经验。主讲《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》和《核工程与核技术前沿》等，并全面指导反应堆热工课程设计、认识实习、毕业实习和毕业设计等实践环节。
在创新育人方面，平均每年指导本科生参加老员工创新创业项目1-2组，核+X比赛1组，多次获得北京市级奖励，多名优秀学子保研至清华大学、西安交通大学、上海交通大学、中国科学技术大学等国内顶尖高校深造。截止2026年6月，已累计指导本科毕业设计64名；独立指导硕士研究生25名，联合指导博士研究生3名。
四、代表性科研项目
作为项目负责人，主持纵向课题和企事业横向课题16项，参与29项目。近年主要项目如下：
ü作为课题骨干，参与国家重点研发计划子课题：铅堆复杂流场氧输运与材料交互作用研究（2022-2025）；
ü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（2020-2023）；
ü作为课题负责人，主持企业横向课题《复杂水锤现象数值模拟及试验外委技术开发》（2022-2025）；
ü作为课题负责人，主持企业横向课题《热工水力软件保守性、敏感性分析方法研究及第三方测试项目技术服务合同》（2024）；
ü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（2019-2021）；
五、代表性论著（第一作者或通讯作者）
[1]Shengfei Wang, Changqi Yang, Yu Yu, Fenglei Niu. 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, Fenglei Niu. 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(EI: 20142317797205)
[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
[5]Shengfei Wang, Yeyun Wang, Weiqian Zhuo, 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]王晔云，王升飞*，蔡骏驰，牛风雷。安全壳内热空气混合与热分层实验研究[100]，核反应堆系统设计技术重点实验室学术年会，2015.(三等奖)
[10]Shengsheng Lin, 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.
[11]陈耀峰, 王升飞, 方圆,等. LOCA下小型抑压式安全壳内流动与传热现象初步研究[J]. 核科学与工程, 2021, 41(2): 402-409.
[12]Yuan Fang, Shengfei Wang, et al. Experimental Study of Heat Transfer in the Complex Space of Small Steel Containment with a Steam Jet [J]. Annals of Nuclear Energy, 2022, Vol166:108822.
[13]Wang Xiong, Yuanfang, Shengsheng Lin, Shengfei Wang. Study on the Effect of Jet Position and Size on Heat Transfer in a Small Containment [J]. Frontiers in Energy Research (2022).
[14]彭杵真,陈俊宇,王升飞*.抑压水池淹没射流图像自动处理与分析[J].核动力工程, 2023, 44(1): 67-72
[15]Yang, Yili et al. Phenomena identification Ranking Table (PIRT) study for suppression containment of small modular reactor using new methodology. International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology, 2023: 104-113.
[16]Yang, Yili et al. “Scaling analysis for the condensation induced water hammer effect in horizontal pipe.” Nuclear Engineering and Design,2024, Vol418: 112898.
[17]Sheng Z , Geng T , Wang S ,et al. Characterization of oxygen transport in a lead-bismuth natural circulation loop[J].International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology Technology, 2025, 6: 204-211.
[18]Sheng Z , Wu W , Geng T ,et al.Study of oxygen control model based on electrochemical oxygen pumping in liquid lead-bismuth alloys[J].Progress in Nuclear Energy, 2026, 193(c):106206.