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隋丹婷

作者: | 来源: | 发布日期:2019-12-18

姓名:隋丹婷              5df1430902e545268ce4405cca463e33.png

职称:副教授

所在院系:亚体育学院

研究方向:

[1]核电站系统安全与仿真:基于RELAP5程序和SAC程序,开展压水堆和(钠冷、铅冷)快堆事故工况的分析计算及仿真机研制。

System analysis and simulation for NPP: system analysis for PWR based on RELAP5, and safety analysis code development and simulator development for fast reactor (Sodium cooled and Lead cooled).

[2]核反应堆数值计算软件开发:快堆系统分析软件SAC程序及行波堆系统软件开发,堆芯子通道计算程序(压水堆、钠冷快堆、铅冷快堆)、蒸汽发生器分析程序的开发及验证。

Numerical computation code development: fast reactor analysis code SAC, TWR analysis code, core sub-channel computation code(PWR, sodium cooled FBR, lead cooled FBR)、3D T-H computation code for steam generator.

[3]严重事故:严重事故工况下熔池瞬态行为模拟。

Severe accident: Simulation of transient behavior of molten pool under severe accident conditions.

联系方式:

办公地址:主G213

电子邮箱:suidanting@ncepu.edu.cn

办公电话:010-61771672

个人简介及主要荣誉称号:

隋丹婷,女,1984年10月生。 2007年在华北电力大学热能与动力工程专业获得学士学位,2013年4月在华北电力大学热能工程专业获得博士学位。2019年被聘为副教授,核反应堆热工流体青年工作委员会委员。

主要从事核反应堆的系统设计及安全分析、核反应堆安全相关计算软件的开发工作。主持科研课题14项,包括国家自然科学基金1项,国际合作项目3项,重点研发计划专题1项,重大专项专题1项,中央高校科研基金3项,企事业单位委托课题5项。参与国家重大专项及企事业单位委托项目10余项。发表论文30余篇,科研获奖2项。

教学与人才培养情况:

教学课程:

核电厂核安全,2015年起,32学时,30人

核反应堆安全分析,2014年起,56学时,100人

主要科研项目情况:

[1]国家自然科学基金,铅冷快堆SGTR工况下蒸汽泡在堆内的迁移行为及其对堆芯物理特性影响的研究,2018-2020,22万

[2]国家科技重大专项,热工水力与事故分析类软件数据需求分析,2019-2020,37.9万

[3]国家科技重大专项,多组分熔池瞬态行为机理模型研究,2019-2020,36万

[4]国际原子能机构,基于SAC-CFR程序对FFTF未能停堆失流事故的反应堆瞬态模拟与安全分析,2018-2022,6.32万

[5]国际原子能机构,严重事故工况快堆一回路系统裂变产物的迁移及沉积研究,2015-2019,8.9万

[6]国际原子能机构,池式快堆系统分析中非能动余热排出系统计算模型开发,2013-2015,4.5万

[7]国核电力规划设计研究院,常规岛第一跨防水淹相关建模及模拟计算,2019-2020,172万

[8]国家电投集团科学技术研究院,COSINE系统分析程序LOCA分析实验计算与评价改进,2018-2019,106.4万

[9]中国科学院近代物理研究所,SAC程序技术支持服务,2016-2017,28万

[10]中国核动力研究设计院,液态金属冷却核反应堆系统瞬态行为分析软件SAC-CFR开发,2013-2014,46.5万

主要获奖:

[1]参与“大型先进压水堆非能动冷却水箱关键传热模型及其应用”,获中国能源研究会能源创新奖一等奖(R9).

[2]参与“事故工况下乏燃料贮存水池冷却技术研究及应用”,获中国核能行业协会科学技术奖(R7).

代表性论著:

[1]D. Sui, R.Fan, D.Lu, C. Shang, Y. Wei, X. Xu.Analysis of single failure criteria and operator action effect for differentSGTR mitigation strategies of HPR1000. Annals of Nuclear Energy, 136 (2020).

[2] D. Sui, D. Lu, C. Shang, Y. Wei, X. Xu.Investigation on response of HPR1000 under different mitigationstrategies after SGTR accident. Annals of Nuclear Energy, 112(2018) 328-336.

[3]D. Sui, D. Lu, C. Shang, Y. Wei. Research on capability of secondary passive residual decay heat removalsystem after Main Feedwater Line Break (MFLB) accident. Nucl. Eng. Des. 325 (2017) 156-163.

[4]D. Sui, D. Lu, C. Shang, Y. Wei, X. Zhang, Response characteristics of HPR1000 primary circuit under different working conditions of the atmospheric relief system after SBLOCA, Nucl. Eng. Des. 314 (2017) 307–317.

[5]Sui Danting, Lu Daogang, Ren Lixia, et al. Development of three-dimensional hot pool model in a system analysis code for pool-type FBR[J]. Nuclear Engineering and Design, 2012, 256,264~273.

[6] 陆道纲,隋丹婷,郭超. EBR-II余排实验及非能动余排系统性能分析[J].原子能科学技术,2018. 52 (5) 881-890.

[7] C. Guo, D. Lu, D. Sui, X. Zhang, SAC-CFR computer code verification with Experimental Breeder Reactor II loss-of-primary-flow-without-scram tests data, Ann. Nucl. Energy. 71 (2014) 166–173. doi:10.1016/j.anucene.2014.03.038.

[8] D. Lu, C. Guo, D. Sui, A three-dimensional nodal neutron kinetics code with a higher-accuracy algorithm for reactor core in hexagonal-z geometry, Ann. Nucl. Energy. 101 (2017) 250–261.

[9] D. Lu, Y. Wang, B. Yuan, D. Sui, F. Zhang, C. Guo, C. Wang, S. Zhang, Development of three-dimensional thermal-hydraulic analysis code for steam generator with two-fluid model and porous media approach, Appl. Therm. Eng. 116 (2017) 663–676.

[10] 陆道纲,隋丹婷,任丽霞等. 池式快堆系统分析软件稳态功能开发[J].原子能科学技术,2012,46(4): 422~428.

[11] 陆道纲,隋丹婷. 池式快堆系统瞬态分析软件开发[J].原子能科学技术,2012,46(5): 543~548.