教育背景

学士   200107    清华大学    机械工程及自动化
博士   200701    清华大学    材料科学与工程

工作履历

200701 – 200812    清华大学核研院    博士后
200812 – 201012    清华大学核研院    助理研究员
201012 – 201509    清华大学核研院    副研究员/研究室副主任
201503 – 201603    美国橡树岭国家实验室    访问学者
201509 – 至今         清华大学核研院    副研究员

学术兼职

201705 – 至今    全国非金属矿产品及制品标准化技术委员会第一届微晶石墨分技术委员会    委员
201705 – 至今    全国非金属矿产品及制品标准化技术委员会第一届天然石墨分技术委员会    委员
201611 – 至今    中国金属学会炭素材料分会    委员

研究领域

主要开展核级石墨材料性能评价及微观组织结构分析、高温气冷堆球形燃料元件的研制以及先进燃料元件基体材料等方面的研究。

研究概况

201701 –202012    高温堆燃料元件生产关键工艺和技术优化研究    重大专项
200812 –201512    球形燃料元件生产关键设备及工艺研究    重大专项
201101 –201312    应力状态下核石墨热膨胀系数及其微观机理的研究    国家自然科学基金委
201011 –201212    应力状态下国产核石墨热膨胀行为及其机理的研究    教育部

学术成果

Xiangwen Zhou, Yang Yang, et al.  Effects of purification on the properties and microstructures of natural flake and artificial graphite powders  .Nuclear Engineering and Design,   2020,   360:   article 110527.

Zhou Xiang-wen, Yang Yang, et al.  Carbon materials in a high temperature gas-cooled reactor pebble-bed module  .New Carbon Materials,   2018,   33(2):   97-108.

Xiangwen Zhou, Zhenming Lu, et al.  Study on the Comprehensive Properties and Microstructures of A3-3 Matrix Graphite Related to the High Temperature Purification Treatment  .Science and Technology of Nuclear Installations,   2018,   2018:   Article ID 6084747.

Xiangwen Zhou, C. I. Contescu, et al.  Oxidation Behavior of Matrix Graphite and Its Effect on Compressive Strength  .Science and Technology of Nuclear Installations,   2017,   2017:   Article ID 4275375.

ZHOU Xiang-wen, TANG Ya-ping, et al.  Nuclear graphite for high temperature gas-cooled reactors. New Carbon Materials  .New Carbon Materials,   2017,   32(3):   193-204.

周湘文，赵兴宇，等.  制备准二氧化铀陶瓷燃料微球的方法:  ZL201110125573.3,   20130626/20110516.