姓名：王升飞
职称：副教授，硕导
所在院系：核科学与工程学院
研究方向：
[1]反应堆热工水力
Reactor thermal hydraulics and safety
[2]两相流动与传热
Two phase flow and heat transfer
[3]热工水力程序验证
Validation of thermal hydraulics codes
[4]非能动系统
Passive systems
联系方式:
办公地址：主G217
电子邮箱：**@ncepu.edu.cn
办公电话：
个人简介及主要荣誉称号：
王升飞，男，1983年生。2004年在河北工业大学获得热能与动力工程专业学士，2008年、2010年在哈尔滨工程大学获得核能科学与工程专业硕士、博士学位。2010年7月入职华北电力大学核学院，工作至今。
王升飞历任核电1004班、核电1503班班主任。主要讲授课程有《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》。实践类课程主要有反应堆热工课程设计、反应堆安全分析课程设计、毕业实习和毕业设计。
主要从事反应堆热工水力、两相流、软件验证以及非能动安全壳方面的研究工作。先后负责国家重大专项子课题1项、国家自然科学青年基金1项，企事业横向课题多项；发表论文30余篇；PNE、ANE期刊审稿人。
荣获奖励：2011年度科技工作先进个人；2012年工会积极分子；2013年考核优秀；2016年，三育人——教书育人先进个人；重大专项结题评为应用创新优秀个人；2016-2017年，优秀班主任；2017-2018年，教学优秀；“我身边的好老师”荣誉称号；2019年，十佳班主任。
教学与人才培养情况:
1.教学课程：
传热学，2010年起，72学时，30-120人；
反应堆热工分析（包括核工班、中法班、广核联培班等），2011年起，48学时，30-120人；
高等反应堆热工，研究生，2011年起，32学时，15-30人；
反应堆安全分析，2013年起，48学时，30-120人；
核反应堆理论基础，选修，2013年起，56学时（主讲热工和安全部分18-36学时），10-60人；
Heat Transfer,留学生，2014年起，48学时，10-30人；
毕业实习，2012年起，1-4周，90-150人；
毕业设计，211年起，14周，4-5人/年。
2.学生培养
毕业硕士： 史鹏宇（副导师），蔡骏驰（副导师），苏晓炜（协助指导），王烨云，马腾飞（协助指导），曹惺笛（协助指导），林盛盛；
毕设学士：邓雨桐，胡俊，金锦，闫锏，蔡骏驰，陈俊开，成卓，刘剑，周树东，李阳，庞宇昕，杨熙宇，尹家驹，周阳，付宏杨，赵航，许京亚，秦亥琦，罗政刚，吕红梅，马泽华，王喜祥，晏佳佳，张波，胡松源，姜子威，李河，薛冰，赵梦薇，赵颖，高恒，陈泉汐，高可庆，胡真，王晴，陈龙，傅俊森，韩子健，焦波，李杰，洪尧，白涵，陈秋香。
3. 学生获得荣誉
王烨云，核反应堆系统设计技术重点实验室2015年学术年会三等奖，2015，导师：王升飞。
主要科研项目情况:
[1]国家科技重大专项，堆芯物理-热工设计及系统安全分析软件包研发的工作参与(3)-热工安全，2011/01-2015/12，已结题，负责人。
[2]国家自然科学基金青年项目，AP1000安全壳内氢气风险缓解措施研究，2014/01-2016/12，负责实验研究。
[3]国家自然科学基金青年项目，基于概率论的核电站自然循环系统可靠性研究，负责实验研究。
[4]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，2019/01-2021/12，进行中，负责人。
[5]其它：主持企事业横向项目4项；主持中央高校基本科研业务项目3项，其中青年1项，面上2项；参与非能动安全壳冷却分析程序开发验证等横向项目4项。

代表性论著:
[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
[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（增刊）：54-57
[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, 2017:103–112.
[6]Yu Y, Wang S, Niu F. Failure mode analysis in seismic situation for PRHR in AP1000[J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2012, 107:729-732.
[7]Yu Yu, Wang Shengfei, Niu Fenglei. Functional failure analysis for passive containment cooling system in AP1000 [J]. Transactions of the American Nuclear Society, 2013, Vol108:547-549
[8]Yu Y, Wang S, Niu F. Effect of Air Temperature on Failure Prognosis of Passive Containment Cooling System in AP1000[J]. Chemical Engineering, 2013, 33:835-840.
[9]Yu Y, Wang S, Niu F. Analysis of common cause failure effect on system reliability in seismic PSA[J]. Progress in Nuclear Energy, 2014, 75:158–167.
[10]Yu Y, Wang S, Niu F, et al. Effect of Nu, correlation uncertainty on safety margin for passive containment cooling system in AP1000[J]. Progress in Nuclear Energy, 2014, 79:1-7.