赵海/博士

发布者:系统管理员发布时间:2023-09-14浏览次数:2

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    赵海     讲师

         职称: 讲师
  博导/硕导:  
   所属部门: 物理与电子工程学院
   研究方向: 核反应堆流固耦合
   联系方式: zhaohais@suse.edu.cn

 个人简介

  赵海,男,博士,讲师,2024年毕业于哈尔滨工程大学核科学与技术专业。主要从事核反应堆流固耦合研究,参与中核集团、中广核集团多项科研项目,以第一作者发表论文5篇,其中SCI收录4篇,EI收录1篇

  教育经历

 2019.09-2024.06:哈尔滨工程大学,核科学与技术,博士

 2015.09-2019.06:三峡大学,核工程与核技术,本科

工作履历

 2024.06 -  现在:四川轻化工大学,讲师

教学工作

 本科生课程:《核工程专业认识实习》等课程。

研究领域

   核反应堆流固耦合。

文章专著/教材

   [1] Zhao H, Gao P, Tian R, et al. A three-dimensional refined numerical simulation of cross-flow induced vibration mechanism in the tube bundle[J]. Nuclear Engineering and Design, 2023, 405: 112223.SCI

   [2] Zhao H, Gao P, Li X, et al. The interaction between cross-flow induced vibration and convection heat transfer in tube bundle at subcritical Reynolds number[J]. Applied Thermal Engineering, 2024, 236: 121920.SCI

   [3] Zhao H, Gao P, Li X, et al. Numerical study on leadbismuth cross-flow induced vibration in the elastic tube bundle[J]. Annals of Nuclear Energy, 2024, 203: 110514.SCI

   [4] Zhao H, Yin Y, Gao P, et al. Numerical studies on the effect of surface roughness on flow field and flow-induced vibration in the in-line tube bundle[J].Nuclear Engineering and Design,2024, 424: 113313.SCI

   [5] 赵海,高璞珍,孙灿辉,章艺林,何晓强.小型铅铋堆燃料组件子通道热工水力特性研究[J].哈尔滨工程大学学报,2023,44(02):314-320.EI

  [6] Zhang Z, Li X, Liu S, Tan S, Zhao H, Tian R. Research on Boiling and Coupled Heat Transfer of OTSG with Drift Flow Single Fluid Model[C].Proceedings of the 23rd Pacific Basin Nuclear Conference, Volume  3,2023: 578-589.

  [7] He X, Gao P, Zhao H. Numerical study of blowdown period of double-end break loss of coolant accident in PWR based on RELAP5[J].IOP Conference Series: Earth and Environmental Science,2022, 983 (1): 012047.

授权专利

   [1]田瑞峰; 温济铭; 余晓菲; 赵海; 陈果; 殷一博. 一种铅铋流致振动实验装置[P].黑龙江省:CN217084129U,2022-07-29.

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