姓名：郝祖龙
职称：副教授
研究方向：
1.核能系统控制优化及信息安全
2.核电灵活性运行与优化调度
3.核动力装置智能控制及诊断
联系方式：
办公地址：主楼G217
办公电话：61771677
邮箱地址：haozulong@ncepu.edu.cn
一、个人简介
郝祖龙，副教授，2010年7月博士毕业后工作至今，2018-2019年作为访问学者在美国田纳西大学核工系进修。研究兴趣包括：核反应堆控制与诊断、核电参与电网调峰调频的控制策略、人工智能在核动力系统运行中的应用等。主持完成北京市自然科学基金面上项目、国家重点研发计划子课题等多项课题，参与编写专业教材1本，发表学术论文20余篇，授权发明专利3项。
二、主要获奖及荣誉称号
无
三、教学与人才培养情况
1.教学课程：
自动控制理论（核），40学时，本科生理论课程
核电厂仪表与控制，40学时，联合培养班课程
核电厂综合仿真实验，2周，本科生实验课程
AP1000核电站，32学时，研究生课程
2.员工培养
1)指导硕士：林大超，刘祥，易柏全，袁睿，贺彦，曹力文，杜婧，侯翔天，蒋欣宇，孟浩宇，杨涛，毛伟；
2)历任核电0901、核电1403、核电2004、核电2401本科生班主任，获“十佳班主任”等荣誉称号；
3)先后指导30组老员工创新训练项目，多人次在学术论文、科技竞赛、专利申请等方面斩获成果。
四、代表性科研项目
1)国家重点研发计划“兆瓦级超小型液态金属冷却空间核反应堆电源”子课题“液态金属锂基础物性研究”，2019.04-2022.03.
2)北京市自然科学基金面上项目，再淹没过程碳化硅燃料包壳的热-力耦合行为与失效评价研究，2019.01-2020.12.
3)国防科技工业核动力技术创新中心项目，核电数字化仪控系统异常行为感知与风险评价研究，2019.01-2020.12.
五、代表性论著（论文、专著、专利等）
1、教材
陆道纲，李军，吕雪峰，黄美，郝祖龙，李向宾，刘雨，张钰浩. 二代和三代压水堆核电厂系统与设备（核岛部分）[M]. 中国电力出版社，2023.
2、论文
1)Tao Zhang, Renhua Yue, Xiaofan Wang, Zulong Hao. Failure probability analysis and design comparison of multi-layered SiC-based fuel cladding in PWRs[J]. Nuclear Engineering and Design, 2018, 330: 463-479.
2)Xiang Liu, Fenglei Niu, Yan He, Zulong Hao. Thermodynamic properties of liquid alkali-metal coolants from the perspective of molecular dynamics[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 2022, 59(5), 590–596.
3)郝祖龙, 袁睿, 郝琦, 等. 网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析初探[J]. 核科学与工程, 2022, 42(4):959-967.
4)易柏全, 刘旭东, 郝祖龙. 常温C4+辐照对多晶HIP-SiC力学性能的影响[J]. 原子能科学技术, 2022, 56(12):2601-2606.
5)袁睿, 郝祖龙, 袁金晓, 等. 智能控制在SGTR规程中的应用研究[J]. 核动力工程, 2023, 44(5):130-135.
6)贺彦, 刘祥, 郝祖龙, 等. 基于最大气泡压力法的液态碱金属密度和表面张力测量[J].核科学与工程, 2023, 43(3): 568-575.
7)杜婧, 郝祖龙. 基于有效介质理论的碳化硅复合包壳管热导率计算模型[J]. 核科学与工程, 2024, 44(1):187-193.
8)Jing Du, Zulong Hao, Fenglei Niu, et al. First-principles study of the doping mechanism of the electrochemical oxygen pump electrolyte in liquid lead-bismuth eutectic[J]. Progress in Nuclear Energy, 2025, 185:105794.
3、专利
1)郝祖龙, 王达, 刘祥, 牛风雷. 一种液态金属锂物性参数测试系统及其测试方法:202010074268.5[P]. 2020-06-12.
2)郝祖龙, 刘远彬, 徐茹枝. 一种核电厂安全级数字化仪控系统脆弱性分析方法: 202010088336.3[P]. 2020-06-09
3)郝祖龙, 易柏全, 杜婧. 一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估方法:202111388354.4[P]. 2022-02-08.