【概况】

郭俊良，天津人，天津大学机械工程学院助理研究员，于2019年获得哈尔滨工程大学核工程与核技术学士学位，2024年获得西安交通大学核科学与技术博士学位。主要研究方向为沸腾传热与汽液两相流、核反应堆热工水力与安全分析。在Nuclear Engineering and Design、Annals of Nuclear Energy、《原子能科学技术》、《核动力工程》等国内外权威期刊发表论文10余篇，并参与国家重点研发计划等多项课题的执行。

【教育背景】

2019年9月 至 2024年12月 西安交通大学能源与动力工程学院核科学与技术专业(博士) 导师：单建强教授 2015年9月 至 2019年6月 哈尔滨工程大学核科学与技术学院核工程与核技术专业(学士)

【学术经历】

2024年12月 至 今 天津大学机械学院 博士后

【讲授课程】

【教学成果】

【研究方向】

1． 沸腾传热与汽液两相流 2． 核反应堆热工水力与安全分析

【学术兼职】

【科研项目及成果】

作为项目参与人，参与的主要项目有： 1.国家重点研发计划，核燃料元件性能分析模型与方法研究，冷壁效应和棒束弯曲对CHF影响规律研究，2019-2023，2476万； 2.国家重点研发计划，核燃料元件性能分析模型与方法研究，高精度子通道分析方法与验证技术研究，2019-2023，228万； 3.中国核动力研究设计院横向课题，混合型并联通道流量、热流分配特性机理研究，2021-2023，145万； 4.中国原子能科学研究院横向课题，环形燃料再淹没试验过程中传热特性研究，2023-2024，433万； 5.中国原子能科学研究院横向课题，混合组件横流试验，148万； 6. 中国原子能科学研究院横向课题，环形燃料3×3棒束再淹没安全性能试验，194万。

【代表性论著】

1. Junliang Guo, Jianqiang Shan, Li Jiang, Yujiao Peng, Miao Gui*. Mechanistic Model of Critical Heat Flux in Rod Bundles Based on a High-Precision Subchannel Code[J]. Nuclear Engineering and Design, 2024, 422: 113161. 2. Junliang Guo, Jianqiang Shan, Bowen Yang, Yujiao Peng, Miao Gui*, Songtao Ji. DNBR Limit Analysis for the Inner channel of Annular Fuel[J]. Annals of Nuclear Energy, 2024, 198: 110295. 3.Junliang Guo, Jianqiang Shan, Li Jiang, Yujiao Peng, Shan Zhou, Miao Gui*. Prediction of Critical Heat Flux in Rod Bowing Geometries by Coupled Subchannel analysis and Mechanistic model[J]. Annals of Nuclear Energy, 2024, 200: 110401. 4. Junliang Guo, Yujiao Peng, Huanjun Kong, Miao Gui, Jianqiang Shan*. A Mechanistic Model for Prediction of Critical Heat Flux in Vertical Internally Heated Annuli[C]. 10th Korea-China Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (WORTH-10) November 26-29, 2023, Jeju, Korea. 5.Miao Gui, Junliang Guo, Huanjun Kong, Pan Wu, Jianqiang Shan*, Yujiao Peng. Experimental investigation on critical heat flux in bilaterally heated annulus with equal heat flux on both sides[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2023, 55: 3313-3319. 6. Miao Gui, Wei Liu, Junliang Guo, Yang Liu, Jianqiang Shan*, Huanjun Kong. Experimental investigation on critical heat flux enhancement by mixing-vanes spacer grid in a vertical annular geometry[J]. Nuclear Engineering and Design, 2023, 401: 112087. 7. Junliang Guo, Huanjun Kong, Miao Gui, Yang Liu, Jianqiang Shan*, Laurence K. H. Leung. Fluid-to-Fluid modelling of CHF at High-Pressure subcooled water conditions[J]. Nuclear Engineering and Design, 2022, 386: 111577. 8.Junliang Guo, Huanjun Kong, Miao Gui, Yujiao Peng, Jianqiang Shan*. The experimental study on critical heat flux in vertical eccentric internally heated annuli[C]. Proceedings of the 2022 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE29) August 8-12, 2022, Shenzhen, China. 9. Yang Liu, Wei Liu, Jianqiang Shan*, David R. Novog, Bo Zhang, Miao Gui, Junliang Guo. Critical heat flux measurement and visualization in R-134a on a vertical single rod with and without mixing-vanes spacer: The characteristics and phenomenon of critical heat flux[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 160:108399.