姓名：王汉
职称：副教授
所在院系：核科学与工程学院
研究方向：
[1]超临界流体的流动传热特性：超临界水冷堆热工水力试验研究及CFD计算，超临界二氧化碳布雷顿循环特性分析；
Flow and heat transfer of supercritical fluids: experimental and numerical studies of the thermal-hydraulic characteristics of SCWR; Analysis of the supercritical carbon dioxide Brayton cycles.
[2]沸腾传热与汽液两相流：燃料棒束内两相流流动传热特性研究，熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却自然循环特性及临界热流密度试验研究；
Boiling heat transfer and two-phase flow: heat transfer of steam-water two-phase flow in fuel bundles; Natural circulation characteristics and CHF analysis of IVR-ERVC.
[3]稠密棒束内流场可视化试验与计算：PIV测量、湍流大涡模拟、直接数值模拟。
Flow visualization experiments and numerical studies of the flow in rod bundles: PIV measurements, turbulent large eddy simulation and direct numerical simulation.
联系方式:
办公地址：华北电力大学主楼G215
电子邮箱：wanghan@ncepu.edu.cn
办公电话：
个人简介及主要荣誉称号：
王汉，男，1986年10月生。 2009年在华北电力大学热能工程专业获得学士学位，后保送到西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室硕博连读，于2014年9月获得工学博士学位。2014年10月加入华北电力大学核科学与工程学院陆道纲教授团队，担任讲师，2019年4月被聘为副教授。2017年-2018年美国Texas A&M University核工程系访问，合作导师Yassin A. Hassan教授。
主要从事燃料组件棒束内湍流流动特性研究、超临界流体的流动与传热研究、气液两相流、沸腾传热与临界热流密度等研究工作。主持国家自然科学基金1项、中央高校基本科研业务基金2项、横向课题1项，参与国家科技重大专项2项。发表SCI论文20余篇，其中第一作者SCI论文14篇、EI论文3篇，会议论文8篇，授权实用新型及发明专利6项。获2018年中国能源研究会能源创新奖一等奖，2018年中国核能行业协会科学技术二等奖，2015年第七届超临界水冷堆国际会议（ISSCWR-7）最佳论文奖，2019年全国反应堆热工流体学术会议优秀论文奖。
教学与人才培养情况:
1.教学课程：
核反应堆热工分析，2015年起，48学时，26-55人
传热学，2016年起，64学时，26-55人
核反应堆理论基础，2018年起，48学时，24人（本人讲16学时）
主要科研项目情况:
[1]国家自然科学基金青年项目，基于PIV的稠密棒束间超临界CO2湍流交混的实验与理论研究，2017.01-2019.12，21万元
[2]横向课题，燃料专业软件设计验证，2018.10-2019.12，88.5万元
[3]中央高校基本科研业务基金，稠密棒束内流场可视化及湍流交混研究，2018.01-2019.12，10万元
[4]国家科技重大专项子课题，池式沸腾下的冷凝与沸腾研究，2011.01-2015.12，456.38万元
[5]国家科技重大专项子课题，核电关键设计软件应用研究与补充验证实验课题-ADS1-3喷放及PRHR换热相关模型评估补充实验研究，2018.04-2019.12
[6]横向课题，乏燃料棒束喷淋冷却效果的影响因素分析，2015.05-2015.11，235万元
主要获奖:
[1]第四代核能系统国际论坛，2015.03，Experiments of heat transfer to supercritical water in a 2×2 rod bundle with wire-wrapped spacers，最佳论文奖，排名1
[2]中国核学会核动力分会，2019.11，棒束内湍流流动特性的PIV与CFD研究，最佳论文奖，排名1
[3]中国核能行业协会，2018.11，事故工况下乏燃料贮存水池冷却技术研究及应用，科学技术二等奖，排名5
[4]中国能源研究会，2018.11，大型先进压水堆非能动冷却水箱关键传热模型及其应用，中国能源研究会能源创新一等奖，排名19
代表性论著:
[1]Han Wang, Daogang Lu. Large eddy simulation on the turbulent flow and mixing in a 2×2 rod bundle, Annals of Nuclear Energy, 133 (2019) 549-561, SCI.
[2]Han Wang, Daogang Lu, Yuzhong Liu. PIV measurement and CFD analysis of the turbulent flow in a 3×3 rod bundle, Annals of Nuclear Energy, (2020) proof in press, SCI.
[3]Han Wang, Laurence K.H. Leung, Weishu Wang, Qincheng Bi. A review on recent heat transfer studies to supercritical pressure water in channels. Applied Thermal Engineering, 142 (2018) 573-596, SCI
[4]Han Wang, Daogang Lu, Yintao Wang. Discussion on the fluid-to-fluid scaling of heat transfer at supercritical pressures. Annals of Nuclear Energy, 121 (2018) 108-117, SCI
[5]Han Wang, Qincheng Bi, Gang Wu, Zhendong Yang. Experimental investigation on pressure drop of supercritical water in an annular channel, The Journal of Supercritical Fluids, 131 (2018) 47-57, SCI
[6]Han Wang, Weishu Wang, Qincheng Bi. Experimental investigation on boiling heat transfer of high pressure water in a SCWR sub-channel. International Journal of Heat and Mass Transfer, 105 (2017) 799-810, SCI
[7]Han Wang, Qincheng Bi, Linchuan Wang, Laurence K.H. Leung. Nonuniform heat transfer of supercritical water in a tight rod bundle - Assessment of correlations. Annals of Nuclear Energy, 110 (2017) 570-583, SCI
[8] Han Wang, Qincheng Bi, Laurence K.H. Leung. Heat transfer from a 2×2 wire-wrapped rod bundle to supercritical pressure water. International Journal of Heat and Mass Transfer, 97 (2016) 486-501, SCI
[9]Han Wang, Qincheng Bi, Linchuan Wang. Heat transfer characteristics of supercritical water in a 2×2 rod bundle – numerical simulation and experimental validation. Applied Thermal Engineering, 100 (2016) 730-743, SCI
[10]Han Wang, Weishu Wang, Qincheng Bi, Linchuan Wang. Experimental study of heat transfer and flow resistance of supercritical pressure water in a SCWR sub-channel. The Journal of Supercritical Fluids, 100 (2015) 15-25, SCI
[11]Han Wang, Qincheng Bi, Zhendong Yang, Linchuan Wang. Experimental and numerical investigation of heat transfer from a narrow annulus to supercritical pressure water. Annals of Nuclear Energy, 80 (2015) 416-428, SCI