个人简介

庄坤，男，博士，硕士生导师。2011年毕业于山东大学应用物理学专业，获学士学位。2011年在西安交通大学核科学与技术专业进行硕博连读，并于2017年获工学博士学位，导师为曹良志教授。2015-2016年赴美国University of Michigan访问交流，合作导师为Thomas Downar。2017年至今在南京航空航天大学材料科学与技术学院工作。主要从事反应堆物理、热工水力及核动力航天方向的研究工作，主要研究领域：1）物理热工耦合计算方法，2）核反应堆燃料管理与优化，3）反应堆动力学与瞬态分析，4）先进核能系统多物理耦合。先后主持江苏省自然科学基金青年基金、核反应堆系统设计技术重点实验室基金、空间核技术应用与辐射防护工业和信息化部重点实验室基金、中国博士后基金站前特别资助、中国博士后面上基金、江苏省博士后面上基金、南京市留学人员科技创新基金、企业横向项目等十余项；在国际、国内期刊、会议发表论文20余篇、其中SCI论文10余篇，ANE、IJER、PNE、NST等国际期刊审稿人。 教育经历 2011.72017.6西安交通大学核能科学与技术工学博士学位 2015.112016.11密歇根大学核工程无学位 2007.72011.7山东大学应用物理学理学学士学位 2004.62007.7山东省临朐县第五中学无学位 工作经历 2017.6至今南京航空航天大学材料科学与技术学院 专利 一种堆芯栅元中子通量的计算方法： 一种液固双重燃料空间核反应堆电源： 科研项目 基于Quasi-diffusion的核反应堆栅元精细功率分布高精度快速预测方法研究（主持） 基于艾丁顿因子的超扩散堆芯中子学计算方法研究（主持） 基于蒙卡方法求解Eddington Factor的堆芯中子通 量精确、高效计算方法研究（主持） 空间环境下核热推进反应堆瞬态新特性的分析 方法及机理研究（主持） 硼中子俘获治疗中医用 反应堆中子通量快速计算方法研究（主持） 核热推进反应堆瞬态及安全分析方法研究 全三维熔盐堆物理热工耦合安全分析（主持） 空间环境中液固熔盐空间堆稳态核热耦合特性分析方法及机理研究（主持） 堆芯计算程序新增功能模块自动化测试工具研究（主持） 熔盐堆温度反应性计算模块研发 带外源次临界堆芯计算程序开发 熔盐冷却球床堆三维中子扩散计算模块研发 Transient Test Reactor (TREAT) simulation 钍基熔盐堆临界安全性能评价与分析方法研究 授课信息 核反应堆安全 /2020-2021 /春学期 /24课时 /0.0学分 /06304310.01 核反应堆燃料管理与优化 /2020-2021 /春学期 /24课时 /0.0学分 /06303690.01 教学成果 第六届高校学生课外“核+x”创意大赛 微课教学比赛 第四期全国核工程类专业青年教师教学培训 第一届全国核工程类专业青年教师教学比赛二等奖

研究领域

空间堆多物理耦合计算分析

空间堆设计、多物理耦合研究，先进反应堆物理计算与安全

近期论文

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[1]Kun Zhuang,Yong Zheng,Fei Xu等.The development of fuel management code TRACS for HFETR based on unstructured-mesh variational nodal method.Annals of Nuclear Energy,2021,166:108807 [2]Kun Zhuang,Wen Shang,Ting Li等.Variational nodal method for three-dimensional multigroup neutron diffusion equation based on arbitrary triangular prism.Annals of Nuclear Energy,2021,158:108285 [3]Kun Zhuang,Ting Li,Qian Zhang等.Extended development of a Monte Carlo code OpenMC for fuel cycle simulation of molten salt reactor.Prog. Nucl. Energy,2020 [4]Kun Zhuang,Liangzhi Cao.A study of the impact of mixed mode of fuel salt in plenum on steady-state performance of channel-type molten salt reactor.Ann Nucl Energy,2018 [5]Kun Zhuang,Liangzhi Cao.Numerical analysis analysis on the dynamic behaviors of a graphite-moderated molten salt reactor based on MOREL2.0 code.ANNALS OF NUCLEAR ENERGY,2018 [6]Kun Zhuang,Youqi Zheng,Liangzhi Cao等.Improvements and validation of the transient analysis code MOREL for molten salt reactors.Journal of Nuclear Science and Technology,2017,54(8):878-890 [7]Kun Zhuang,Liangzhi Cao,Youqi Zheng等.Studies on the molten salt reactor code development and neutronics analysis of MSRE-type design.Journal of Nuclear Science and Technology,2015,52(2):251-263 [8]Liangzhi Cao,Kun Zhuang,Youqi Zheng等.Transient analysis for liquid-fuel molten salt reactor based on MOREL2.0 code.International Journal of Energy Research,2018,42(1):261-275 [9]Xiang Wang,Qian Zhang,Kun Zhuang等.Neutron physics of the liquid‐fuel heat‐pipe reactor concept with molten salt fuel—Static calculations.International Journal of Energy Research,2019,0:1-14 [10]Kun Zhuang,Xiaobin Tang,Liangzhi Cao.Development and verification of a model for generation of MSFR few-group homogenized cross-sections based on a Monte Carlo code OpenMC.Ann Nucl Energy,2019 [11]庄坤,,.Steady Analysis of Graphite-moderator Molten Salt Reactor Based on MOREL2.0.Yuanzineng Kexue Jishu,2018 [12]庄坤,.基于MOREL2.0对石墨慢化熔盐堆的稳态分析.原子能科学技术,2018 [13]Kun Zhuang,Xiaobin Tang,Liangzhi Cao.Development of steady analysis model for molten salt fast reactor[C].PHYSOR2018, Cancun, Mexico:2018.04.22~04.26. [14]Hongchun Wu,Kun Zhuang,Liangzhi Cao等.Coupled neutronics and thermal-hydraulics calculation code development for molten salt reactor[C].PHYSOR2016, Sun Valley, Idaho, USA:May1-5, 2016. [15]Kun Zhuang,Liangzhi Cao,Youqi Zheng等.Steady code development for MSR[C].th joint International Symposium on Nuclear Science and Technology, Tokai, Japan:July 26~30, 2015

学术兼职

2022.12025.1 苏州热工研究院有限公司“核电操纵员基础理论培训班”特聘教员