姓名：段文顺
性别：男
学位：工学博士
职称：讲师
Email：duanws@cdut.edu.cn
主要研究领域及方向：1）人工智能方法在核领域中的应用研究，如先进反应堆智能故障诊断与参数预测技术、2）先进核能系统设计、3）先进反应堆热工水力安全分析、4）数值反应堆多物理多尺度耦合分析。
教育背景：
[1] 2020.09-2025.11，中国科学技术大学，硕博连读，获工学博士学位，核科学与技术专业
[2] 2024.03-2025.03，意大利米兰理工大学，国家留学基金委（CSC）公派联合培养博士生
[3] 2016.09-2020.06，南京航空航天大学，获工学学士学位，核工程与核技术专业
工作经历：
[1] 2026-02至今，成都理工大学，核技术与自动化工程学院，讲师
基本情况：
在学术成果方面，近五年共发表高水平SCI/EI论文24篇，曾担任第30届国际核工程大会（ICONE30）分会主席，获Best Poster Award。
在国际视野方面，与意大利米兰理工大学（Polimi）、卡尔斯鲁厄理工学院（KIT）保持着良好的合作和技术交流。
在获奖方面，曾获国家公派研究生奖学金、博士生国家奖学金、硕士生国家奖学金、本科生国家奖学金、安徽省优秀毕业生等50余项奖励与荣誉。
担任Energy、Engineering Applications of Artificial Intelligence、Annals of Nuclear Energy等国际期刊审稿人。
教学情况：
主讲《专业外语》等本科生课程；参与讲授《核能系统安全与分析》等研究生课程。
科研项目：
[1] 中广核研究院有限公司技术支持项目：稠油热采铅铋快堆概念预研计算分析及动态演示验证，2022-2023，项目主研；
[2] 中广核研究院有限公司技术支持项目：模块化小型堆预研设计，2022-2022，项目主研；
招生要求：
积极乐观，注重学习能力和创新能力，具有探索与求知欲；对人工智能、编程等相关内容有强烈兴趣或项目经历者优先；具有专业相关科研经历者优先，详细情况欢迎邮件咨询。
代表性论文：
[1] Wenshun Duan, Kefan Zhang, Weixiang Wang, Sifan Dong, Rui Pan, Chong Qin, Hongli Chen*. Parameter prediction of lead-bismuth fast reactor under various accidents with recurrent neural network [J]. Applied Energy, 2025, 378: 124790.【一区TOP，IF=11】
[2] Duan W, Introini C, Cammi A, Zhang K, Dong S, Chen H*. State prediction and analysis of 3D upper plenum of lead-bismuth fast reactor based on model order reduction under transient accidents [J]. Nuclear Engineering and Design, 2025, 445: 114447.
[3] DUAN W, SHEN S, WU A, SHI K, ZHANG K, WANG W, LUO X, CHEN Z*, CHEN H*, CHEN D, GUO Y. Conceptual design of oil field energy supply system based on natural circulation lead–bismuth fast reactor [J]. Nuclear Engineering and Design, 2023, 407:112273.
[4] DUAN W-S, ZOU Z-R, LUO X, CHEN H-L*. Startup scheme optimization and flow instability of natural circulation lead-cooled fast reactor SNCLFR-100 [J]. Nuclear Science and Techniques, 2021, 32(11): 133.【一区TOP】
[5] DUAN W, QIN C, ZHANG K, SHI K, CHEN Z*, CHEN H*, CHEN D, GUO Y. TRANSIENT SAFETY ANALYSIS OF OIL FIELD ENERGY SUPPLY SYSTEM BASED ON NATURAL CIRCULATION LEAD-BISMUTH FAST REACTOR; proceedings of the 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30), Kyoto, Japan, May 21-26, 2023 [C]. American Society of Mechanical Engineers (ASME).
[6] DUAN W, ZHANG K, CHEN H*. FLUID-THERMAL-MECHANICAL COUPLING ANALYSIS OF THE REACTOR VESSEL OF NATURAL CIRCULATION LEAD-COOLED FAST REACTOR SNCLFR-100; proceedings of the 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE29), Virtual, Online, August 8-12, 2022 [C]. American Society of Mechanical Engineers (ASME).
[7] WANG S*, DUAN W, CHEN X, ZHUANG K. CFD study on crossflow and heat transfer characteristics of single phase flow in rod bundle with spacer grid under rolling conditions [J]. Progress in Nuclear Energy, 2021, 137:103791.
