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更新日期：2022年3月8日 姓 名 曾勤 性 别 女 出生年月 籍贯 潜江市 民 族 汉族 政治面貌 中国共产党党员 最后学历 博士研究生毕业 最后学位 工学博士 技术职称 副教授 导师类别 硕导 行政职务 Email zengq@scut.edu.cn 工作单位 电力学院 邮政编码 通讯地址 9号楼9104 单位电话 个人简介 现任华南理工大学电力学院副教授。先后获得西安交通大学核工程与核技术专业学士学位，中国科学院大学核能科学与工程专业硕士和博士学位。曾作为访问学者访问法国原子能机构 CEA的Saclay研究中心和日本核融合科学研究所（NIFS）。研究方向: 先进能源软件研发及算法研究、设计分析。主要业绩: 发表学术论文50多篇，获得各类奖励4项， 申请专利10余项。培养多名学生获国家优秀研究生奖学金。主要项目: 主持国家自然科学基金项目、广东省自然科学基金、国家重点研发计划子课题、国际热核聚变实验堆ITER国际合作项目、安徽省自然科学基金项目、国家电投集团科学技术研究院项目、中国原子能科学研究院项目、中国船舶重工业集团项目、中广核研究院有限公司项目等，20余项。 工作经历 华南理工大学电力学院，副教授中国科学技术大学核科学技术学院，副研究员中国科学院合肥物质科学研究院，助理研究员/副研究员法国原子能机构 CEA，Saclay研究中心，访问学者日本核融合科学研究所（NIFS），访问学者 教育经历 中国科学院大学，核能科学与工程专业，博士中国科学院等离子体物理研究所，核能科学与工程专业，硕士西安交通大学，核工程与核技术专业，学士 获奖、荣誉称号 国家能源科技进步一等奖中国核能行业协会科技技术一等奖2020-2021学年优秀班主任 社会、学会及学术兼职 美国核学会会员国际辐射屏蔽大会分会主席 研究领域 先进能源软件研发及算法研究、设计分析。 科研项目 部分科研项目：主持广东省自然科学基金面上项目“快中子辐照下燃料元件多物理耦合瞬态安全机理研究”主持国家电投集团科学技术研究院有限公司项目“群截面生产软件优化”主持中广核研究院有限公司项目“高效复合屏蔽材料屏蔽性能计算与轻量化设计”主持中广核研究院有限公司项目“ATF乏燃料后处理技术评估与方案研究”主持中国原子能科学研究院项目“REMIX燃料燃耗分析模块开发”主持中广核研究院有限公司项目“铅基快堆源项分析软件研发及验证”主持国家电投集团科学技术研究院有限公司项目“cosRMC蒙卡分析软件堆用群截面制作功能测试”主持国家自然科学基金项目“加速器驱动的次临界行波堆中子物理关键问题研究”主持中央高校基本业务费项目“热管冷却空间核反应堆的物理特性研究” 主持中国科学技术大学横向课题“氦冷固态包层氚增殖性能测试分析”主持科技部国家重点研发计划项目子课题“氚滞留与氚损失源项数据库建设”主持安徽省自然科学基金项目“行波反应堆堆芯物理设计关键问题研究”作为技术负责人参与中广核横向课题“革新型概念铅冷反应堆理论研究”作为技术负责人参与中广核横向课题“先进核能系统热工分析软件”主持中国科学技术大学创新基金项目“聚变堆氚循环特性及对环境影响研究”主持上海交通大学横向课题“聚变堆实验包层热源分析技术研发”主持国际热核聚变实验堆ITER国际合作项目“Production of CAD Neutronics models for ITER & Radiation Transport in ITER Building”主持中国船舶重工业集团第七〇一研究所横向课题“MCNP软件优化计算程序开发”主持中科院战略性先导科技专项“ADS嬗变系统-铅铋冷却反应堆”课题 发表论文 部分代表性论文1)    Qin Zeng(#*), Wei Shi, Xiande Wang, Hongli Chen,Tritium transport analysis for tokamak exhaust processing system of tritium plant, Fusion Engineering and Design 159 (2020) 111955.2)    Xuebei Zhang, Qin Zeng, Hongli Chen, Development and validation of a coupled neutron diffusion-thermal hydraulic calculation procedure for fast reactor applications, Annals of Nuclear Energy 139 (2020) 1072433)    Qin Zeng(#*), Hongli Chen, Ying Shi, Yao Zhou, Putong Wang, Xiuan Shi, Peng Ding, Wenhuai Li. Reactivity comparison of BeO and Mo for movable reflector control of a compact high-temperature fast reactor. 27th International Conference on Nuclear Engineering, May 19-24, 2019, Ibaraki, Japan.4)    Wei Shi, Qin Zeng(*), Shuai Wang, Hongli Chen. Tritium transportation modeling and analysis for tritium extraction system of HCSB blanket. Fusion Engineering and Design, 143 (2019), 159–163.5) Wei Li, Wei Shi, Qin Zeng(*), et. al, The assessment of shutdown dose rate and radioactive waste of HCSB during its replacement in CFETR, Fusion Engineering and Design, 131 (2018), 15–20.6) Haoran Zhang, Hongli Chen, Chong Chen, Qin Zeng(*), Burnup optimization of Small Natural Circulation Lead Cooled Fast Reactor，Annals of Nuclear Energy,  103 (2017), 424–430.7) Qin ZENG(#*), Hongli Chen, Zhongliang Lv, Lei Pan, Haoran Zhang, Wei Shi, Impact analysis of the time trend of TBR and irradiation damageassessment of HCSB blanket for CFETR, Fusion Engineering and Design, 114 (2017), 52–56.8) Qin Zeng(#*), Hongli Chen, Zhongliang Lv, et al. Impact Analysis of the Model on CFETR Neutronics Calculation, Journal of Fusion Energy, 35(4), 2016, 683-688.9) Zhongliang Lv, Qin Zeng(*), Wei Li, et al. Impact Analysis of Helium Cooled Solid Blanket Structures on the Tritium Breeding Performance in CFETR, Journal of Fusion Energy, 35(4), 2016, 689-693.10) Lei Pan, Hongli Chen, Qin Zeng*, Tritium transport analysis of HCPB blanket for CFETR, Fusion Engineering and Design 113 (2016) 82-86.11) Lei Pan, Hongli Chen, Qin Zeng*, Sensitivity analysis of tritium breeding ratio and startup inventory for CFETR, Fusion Engineering and Design 112 (2016) 311-316.12) Hongli Chen, Lei Pan, Zhongliang Lv, Wei Li, Qin Zeng*, Tritium fuel cycle modeling and tritium breeding analysis for CFETR, Fusion Engineering and Design 106 (2016) 17-20.13) Qin ZENG(#*), Pengcheng LONG, Liqin HU, et al. CAD-based and Image-based 4D Neutronics Simulation software for advanced reactors, AIP Conference Proceedings, Volume 1442, pp 265-6, DOI: 10.1063/1.4706878. Also published on 12th International Conference on Radiation Shielding (ICRS-12) & 17th Topical Meeting of the Radiation Protection and Shielding Division of the American Nuclear Society (RPSD-2012) as an invited presentation.14) Qin Zeng(#), Guozhong Wang Tongqiang Dang, et al. Use of MCAM in Creating 3D Neutronics Model for ITER Buildin, Fusion Engineering and Design, 87 (2012) , 1273–1276.15) 曾勤(#*), 邹俊, 许德政, 等, 315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发，核科学与工程，第31卷，第4期，2011，pp360-364.16) Pengcheng LONG, Qin ZENG, Tao HE, et al. Development of a Geometry-Coupled Visual Analysis System for MCNP，Progress in Nuclear Science and Technology, Vol. 2(2011), 280-283.17) Dongchuan Ying, Qin Zeng, YuefengQiu, et al. Assessment of Radiation Maps during Activated Divertor Moving in the ITER Building, Fusion Engineering and Design, 86(2011), 2087-2091.18) C. Fausser, Y.K. Lee, S. Villari, Q. Zeng, et al. Numerical Benchmarks TRIPOLI - MCNP with Use of MCAM on FNG ITER Bulk shield & FNG HCLL TBM Mock-up Experiments, Fusion Engineering and Design, 86(2011), 2135-2138. 科研创新 部分专利：一种采用回路并行式热管冷却的小型核反应堆热传输系统一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构一种用于模拟磁约束聚变堆氚循环的系统及方法一种次临界系统次临界度的测量方法径向功率展平的高效核废料嬗变次临界堆芯及设计方法一种精确制作加速器驱动次临界堆多群核数据库的方法 教学活动 主讲《原子核物理》、《核反应堆物理分析》 指导学生情况 指导硕士、本课毕业生、国家级大学生创新训练项目、校大学生研究计划等 我的团队 欢迎有志于新能源、核能等清洁能源研究的优秀青年加入我们的大家庭！