教育及工作经历

（一）2002年-至今 西安交通大学能源与动力工程学院教授

（二）1996年 西安交通大学能源与动力工程学院副教授

（三）1993年 西安交通大学能源系讲师

（四）1991年 西安交通大学能源系助教

研究领域（方向）

（一）核电厂严重事故现象

（二）核动力系统稳态与瞬态热工水力特性的理论与实验研究

（三）汽液两相流动与沸腾传热及核反应堆热工水力分析

科研项目

（一）两相流动不稳定条件下临界热流密度的实验与理论研究，国家自然科学基金，负责人

（二）XXX条件下临界热流密度研究，国防973子专题，负责人

（三）止回阀水锤瞬变流数值模拟研究，国防预研基金，负责人

（四）XXX条件下核动力系统热工水力特性研究，总装，负责人

（五）基于RELAP5的核动力系统建模，横向，负责人

（六）钠********验证，中国原子能科学研究院，负责人

（七）热管冷却反应堆固体堆芯瞬态过程多物理场耦合响应特性研究，国家自然科学基金，负责人

（八）堆芯组件变形分析程序的堆外试验验证，中国原子能科学研究院，负责人

（九）熔融物碎片床形成及再熔化研究，中国核电工程有限公司，负责人

（十）一体化严重事故程序模型研究，中国核动力研究设计院，负责人

学术及科研成果、专利、论文

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[2] G.H. Su,Y.W. Wu,K. Sugiyama. Subcooled pool boiling of water on a downward-facing stainless steel disk in a gap[J]. International Journal of Multiphase Flow,2008,34(11).

[3] Su G.H., Tian W.X., Qiu  S.Z., Ni W.F. Study on the characteristic points of boiling curve by using wavelet analysis and genetic neural network, Nuclear Engineering and Design, 2009(239,11).

[4]D.W. Zhao,G.H. Su,Z.H. Liang,Y.J. Zhang,W.X. Tian,S.Z. Qiu. Experimental research on transient critical heat flux in vertical tube under oscillatory flow condition[J]. International Journal of Multiphase Flow,2011,37(9).

[5]L. Zhao,G.H. Su,S.Z. Qiu,Z.L. Wang. Thermal–hydraulic performance analysis of IPWR during full pressure start-up mode[J]. Annals of Nuclear Energy,2013,60.

[6]Tenglong Cong,Rui Zhang,Wenxi Tian,G.H. Su,Suizheng Qiu. Analysis of Westinghouse MB2 test using the Steam-generator Thermohydraulics Analysis code STAF[J]. Annals of Nuclear Energy,2015,85.

[7]Chenglong Wang,Kaichao Sun,Dalin Zhang,Wenxi Tian,Suizheng Qiu,G.H. Su. Uncertainty analysis of Transportable Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (TFHR) using coupled DAKOTA with RELAP-3D method[J]. Nuclear Engineering and Design,2017,324.

[8]Minyang Gui,Wenxi Tian,Di Wu,G.H. Su,Suizheng Qiu. Study on CHF characteristics in narrow rectangular channel under complex motion condition[J]. Applied Thermal Engineering,2019,166(C).

[9]Mingjun Wang,Annalisa Manera,Victor Petrov,Matthew J. Memmott,Suizheng Qiu,G.H. Su. Passive decay heat removal system design for the integral inherent safety light water reactor (I 2 S-LWR)[J]. Annals of Nuclear Energy,2020,145(prepublish).

[10]Mingjun Wang,Yingjie Wang,Wenxi Tian,Suizheng Qiu,G.H. Su. Recent progress of CFD applications in PWR thermal hydraulics study and future directions[J]. Annals of Nuclear Energy,2021,150.