核电厂安全与热工水力学

学习经历：

1988年9月至1992年7月在西安交通大学核反应堆工程专业学习获学士学位；

1992年9月至1995年7月在西安交通大学核反应堆工程与安全专业学习获硕士学位；

1995年9月至1999年7月在西安交通大学核能科学与工程专业学习获博士学位。

工作经历：

1995年7月硕士毕业留校至今，历经助教、讲师、副教授和教授

期间于2003－2004年在加拿大原子能公司（AECL）和渥太华大学（Ottawa University），2009年6月在加拿大西安大略大学(University of Western Ontario) 工作，为访问学者。

近年负责的主要科研项目有：

1、 加速器驱动次临界堆嬗变次锕系与长寿命裂变核素的安全性能影响与机理研究，自然科学基金重大研究计划，2012.1-2015.12，400万，子课题负责人。

2、 Improvement of mixing model in subchannel code and development of coupling technique between neutronic and subchannel codes for SWCR, 2008.7-2010.7，加拿大原子能公司，42万，负责人

3、 Establishment of DBA and Preliminary Safety Analysis for CANDU SWCR，2009.7-2011.7，加拿大原子能公司，60万，负责人

4、 Improvement of mixing model in subchannel code and development of coupling technique between neutronic and subchannel codes for SWCR (phase II)，2010.7-2013.7，加拿大原子能公司，42万，负责人

5、 自主知识产权核反应堆热工水力子通道分析程序技术开发，2011.10-2013.12，中国广东核电集团，101万，负责人

6、 超临界水堆堆芯及主要系统方案计算分析，2010.4-2011.12，中国广东核电集团，145万，负责人

7、 超临界水堆热工物理技术研究，2010.3-2011.2，上海核工程研究设计院，40万，负责人

8、 堆芯子通道程序研制，2008.1-2012.6，中国核动力研究设计院，60万，负责人。

长期从事核反应堆安全与热工水力方面的教学和研究工作，主编或参编教材5本。先后主持和参加“863”、总装预研项目、国家自然科学基金等项目8项，国际合作项目5项、横向课题20多项。在国内外公开发表论文50余篇。国际交流活跃，先后任NURETH, SCWR, ICONE等会议技术委员会成员或Tracker leader，任CCSC2012技术委员会主席。获陕西省青年科技奖（2003）和国防科技进步三等奖（1998）。现兼陕西省核学会常务副理事长，中国核学会核能动力分会常务理事，中国核学会核能动力学会反应堆运行专委会委员

代表著作和论文：

1) 单建强，朱继洲，张斌，压水堆核电厂调试与运行. 北京：中国电力出版社，2009.

2) 朱继洲，单建强，核电站安全. 北京：中国电力出版社. 2011.

3) 朱继洲，奚树人，单建强等，核反应堆安全分析. 西安：西安交通大学出版社，北京：原子能出版社. 2004.

4) 朱继洲，单建强，张斌，压水堆核电厂的运行. 北京：原子能出版社，2008.

5) Shan JQ, Zhang B, Li CY, Leung LKH 2009. SCWR subchannel code ATHAS development and CANDU-SCWR analysis. Nuclear Engineering and Design 239(10): 1979-1987. SCI：501VO

6) Li CY, Shan JQ, Leung LKH 2009. Subchannel analysis of CANDU-SCWR fuel. Progress in Nuclear Energy 51(8): 799-804. SCI：504RW

7) Shan JQ, Chen W, Rhee BW, Leung LKH 2010. Coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis of CANDU-SCWR fuel channel. Annals of Nuclear Energy 37(1): 58-65. SCI: 537XG

8) Shan JQ, Pan J, Jiang Y 2010. Thermal consideration of CANDU-SCWR sliding pressure startup through subchannel analysis. Nuclear Engineering and Design 240(5): 1005-1012. SCI: 585AO

9) Zhang B, Shan JQ, Jiang J 2010. Numerical analysis of supercritical water heat transfer in horizontal circular tube. Progress in Nuclear Energy 52(7): 678-684. SCI: 619PF

10) Zhang B, Shan JQ, Jiang J 2010. Numerical Analysis of Supercritical Water Heat Transfer in Vertical Tube with Different Obstacles, Nuclear Science and Techniques, 2010.8. SCI: 674OO

11) Groeneveld DC, Shan JQ, Vasic AZ, et al. 2007. The 2006 CHF look-up table. Nuclear Engineering and Design 237(15-17): 1909-1922. SCI: 206AT