个人简介
董晓朦，博士，深圳大学助理教授，硕士生导师。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、计算传热学以及人工智能与核能交叉学科等领域的科研工作，主持和参与国家重点研发计划、广东省基础与应用基础研究项目、中核集团领创科研项目、企业横向课题等多项项目，累计科研经费400余万元。近五年来发表学术论文二十余篇，均被SCI/EI检索。
个人信息
代表项目 （1）广东省基础与应用基础研究基金委员会，面上项目，机理数据混合驱动的反应堆系统流动参数快速求解技术研究，2023-1至今，10万元，在研，主持。 （2）广东省基础与应用基础研究基金委员会，区域联合基金-青年项目，低压过冷沸腾条件下汽泡热力生长及环圆周流动换热机理研究，2021-10至今，10万元，在研，主持。 （3）深圳市科技创新委员会，深圳市优秀科技创新人才培养项目，瞬变条件下反应堆系统参数智能快速求解技术研究，2023-04至今，30.0万元，在研，主持。 （4）深圳市科技创新委员会，深圳市稳定支持计划面上项目，低压过冷沸腾条件下汽泡热力/动力生长机理研究及模型修正，2022-09至今，28.5万元，在研，主持。 （5）科技部高技术研究发展中心，国家重点研发计划，核电站实时风险监测评估与管理技术研究，2019-12至2023-11，9500万元，在研，参与。 （6）中国核工业集团有限公司，领创科研项目，海洋核电源多回路耦合自然循环排热系统流动失稳机理与运行特性研究，2022年1月至今，225万元，在研，主持。 （7）中广核研究院有限公司，企业横向课题，熔池烧蚀、多孔碎片床冷却及再熔化模型开发，2022年6月至今，70万元，在研，主持。 （8）中广核研究院有限公司，企业横向课题，严重事故下堆内注水氢气湍流燃烧分析，2020年8月至今，45万元，在研，主持（联合）。 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. Xiaomeng Dong; Yang Yu; Zhijian Zhang; Xi Huang; Mathematical analysis of heat balance model for the bubble growth in the subcooled boiling flow, Case Studies in Thermal Engineering, 2021, 28(1).(中科院大类2区，IF：6.1） 3. Xiaomeng Dong, Haoxian Chen, Changwei Li, et al. An Evaluation of the Data-Driven Model for Bubble Maximum Diameter in Subcooled Boiling Flow Using Artificial Neural Networks. Frontiers in Energy Research. 2022, August, Vol.10, 903464. (中科院大类3区，IF：3.8） 4. 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) 5.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:000407547000004. 6. 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:000387190900013. 7. 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: 20192206986657. 8. 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: 20183605768577. 9. 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: 20191206655119.
