中科院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院核科學(xué)與技術(shù)研究生導(dǎo)師介紹：王石生

• 2025考研復(fù)試伴學(xué)班
• 2025考研復(fù)試標(biāo)準(zhǔn)班
• 2026考研英語全程班
• 26考研全科上岸規(guī)劃營「擇校▪規(guī)劃▪備考」
• 中科院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院2025考研專業(yè)課復(fù)習(xí)資料「真題▪筆記▪講義▪題庫」

王石生
單位：中科院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院核安全所
地址：安徽省合肥市蜀山湖路350號
郵編：230031
電話：0551-65593069
個人主頁：http://sourcedb.hf.cas.cn/zw/rck/201402/t20140214_4032674.html

個人簡歷  Personalresume 
王石生,男,1964年8月生,1981年-1988年就讀于西安交通大學(xué)能源與動力工程學(xué)院,分獲學(xué)士和碩士學(xué)位；1988年-1996年任教于西安交通大學(xué)能源與動力工程學(xué)院,任助教和講師.1996年-2000年德國波鴻魯爾大學(xué)機械工程系任助研并攻讀博士,2000年12月獲德國波鴻魯爾大學(xué)機械工程系博士學(xué)位.2001年-2003年德國亥姆霍茲研究聯(lián)合會,卡爾斯魯厄國家研究中心核能及能源技術(shù)研究所博士后.2003起,卡爾斯魯厄國家研究中心核能及能源技術(shù)研究所,卡爾斯魯厄理工學(xué)院研究員,終身研究員.2013年4月入選第九批國家“****(創(chuàng)新人材短期項目)”.在德國10余年來一直從事核能與能源技術(shù)及核能安全的理論與方法研究，在鈉冷、鉛冷、鉛鉍合金冷卻臨界、次臨界（快）堆、液體燃料快堆及液體燃料嬗變堆（溶鹽堆）等第四代反應(yīng)堆領(lǐng)域開展了多項具有創(chuàng)新性的研究.主持和負責(zé)完成十余項歐盟第五,六,七框架研究計劃、歐盟-俄羅斯液體燃料嬗變堆聯(lián)合研究計劃,IAEA先進嬗變堆，液體燃料反應(yīng)堆,AREVA─卡爾斯魯厄理工學(xué)院核能安全研究協(xié)議,鈉冷快堆的安全研究等重大專項課題的反應(yīng)堆概念設(shè)計與安全分析方面的研究。領(lǐng)導(dǎo)和管理德國卡爾斯魯爾研究中心第四代先進反應(yīng)堆液體燃料堆(溶鹽堆)的研發(fā)及安全研究.TheGenerationIVInternationalForum(GIF)，第四代先進核能系統(tǒng)液體燃料堆(融鹽堆)德方主要負責(zé)及協(xié)調(diào)人.1996年至2000年連續(xù)五年獲德國學(xué)術(shù)交流中心獎學(xué)金.獲2002/2003年度德國亥姆霍茲研究聯(lián)合會(Helmholtz-GemeinschaftDeutscherForschungszentren)；卡爾斯魯厄國家研究中心(KarlsruheResearchCenter)杰出研究員獎.擅長熱工水力與中子藕合的多物理多尺度模型分析、優(yōu)化、設(shè)計及安全相關(guān)研究.在國際上第一個提出及研究冷卻劑/冷卻劑反應(yīng)（CCI）對反應(yīng)堆安全的影響,第一個提出及研究液體燃料快堆及液體燃料嬗變堆（溶鹽堆）熱工水力及中子藕合優(yōu)化匹配的相關(guān)研究,第一個提出了一個具有很高的通用性的數(shù)學(xué)模型，利用此數(shù)學(xué)模型，可以很方便地把目前針對固體燃料反應(yīng)堆編程的安全分析程序擴展到液體燃料反應(yīng)堆和國際熱核聚變實驗堆（ITER）的研究領(lǐng)域,在反應(yīng)堆的瞬態(tài)分析及假想嚴(yán)重事故研究領(lǐng)域,處于世界上領(lǐng)先地位。是歐盟日本核能安全研究協(xié)議，特大型反應(yīng)堆安全分析程序包SIMMER項目，德方主要負責(zé)及協(xié)調(diào)人之一.在國際學(xué)術(shù)期刊,國際學(xué)術(shù)會議發(fā)表論文及歐盟報告近50篇.