董晓朦

姓名: 董晓朦
性别： 男
研究方向：核反应堆热工水力、流动沸腾、自然循环、核反应堆安全分析
职称：讲师、助理教授

邮箱：dongxiaomeng@szu.edu.cn
座机：


个人简介 董晓朦，博士，深圳大学助理教授。2008年毕业于哈尔滨工程大学核科学与技术学院，获得工学学士学位，2015-2016年于美国University of Wisconsin-Madison工程物理系从事联合培养博士工作，2019年毕业于哈尔滨工程大学核科学与技术学院，获得工学博士学位。2020年5月至今，深圳大学物理与光电工程学院核科学与技术系助理教授。主要从事核反应堆热工水力、流动沸腾、计算流体力学、核反应堆安全分析以及概率安全分析等领域的科研工作，作为技术骨干先后参与完成国防科工局核能开发专项2项，国家重点研发计划1项。近五年来发表学术论文十余篇，其中第一作者论文8篇，SCI检索4篇，EI检索4篇。
个人信息 代表论文 1. Dong Xiaomeng, Zhijian Zhang. Mechanism study of bubble maximum diameter in the subcooled boiling flow for low-pressure condition. International Journal of Heat and Mass Transfer. 2021, 164:120585. (中科院大类2区，IF：4.952） 2. Dong Xiaomeng, Juliana P. Duarte, Dong Liu, Zhijian Zhang, et al. Numerical investigation of azimuthal heat conduction effects on CHF phenomenon in rod bundle channel, Annals of Nuclear Energy, Vol. 121, P203-209(2018). (中科院大类3区，IF：1.38) 3.Dong Xiaomeng, Juliana P. Duarte, Zhang Zhijian, Michael L. Corradini, et al. Numerical Investigation of Single-Phase Heat Transfer in a 2 x 2 Rod Bundle with Spacer Grids for a High Pressure Heat Transfer Facility. Nuclear Technology, V199(2), P174-186(2017). WOS:004. 4. Dong Xiaomeng, Zhang Zhijian, Tian Zhaofei, et al. A High Effective Parallel Method for the Coupling Between Neutronics and Thermal-Hydraulic. 24th International Conference on Nuclear Engineering, Charlotte, NC, US, 2016. WOS:013. 5. Dong Xiaomeng, Zhang Zhijian, Dong liu, et al. Numerical investigation of the effect of grids and turbulence models on Critical Heat Flux in a vertical pipe, Frontiers in Energy Research. EI: 20**7. 6. Dong Xiaomeng, Zhang Zhijian, Juliana P. Duarte, Michael L. Corradini, et al. Numerical investigation of Critical Heat Flux Phenomena in a 2 x 2 Rod Bundle for a High Pressure Heat Transfer Facility. 17th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics. Xi’an, China, 2017. EI: 20**7. 7. 董晓朦，张志俭，田兆斐，陈广亮。棒束通道定位格架沸腾临界特性数值研究，核动力工程, V39(6), P5-10(2018). EI: 20**9.