张卢腾，工学博士，副教授，博士生导师。2012年6月获得武汉大学核工程与核技术专业本科学位，2017年12月获得西安交通大学核科学与技术学科博士学位。目前主要研究方向包括：反应堆热工水力及安全分析、两相流相态及相界面特性、反应堆严重事故分析、热管吸液芯性能等。主持国家自然科学基金面上项目和青年项目、国家重点研发计划子课题、中国博士后科学基金特别资助和一等资助，以及横向课题等共12项，合同经费580余万元，参与纵向及横向课题11项。现为四川省核学会理事，中国核工业教育学会理事，担任国际期刊青年编委/学术编辑，以及多个国际期刊审稿人。近年来，以第一作者或通讯作者在International Journal of Heat and Mass Transfer、Applied Thermal Engineering、Progress in Nuclear Energy、Annals of Nuclear Energy、原子能科学技术、核动力工程等国际国内知名SCI/EI期刊上发表学术论文20余篇，授权/申请发明专利6项。

2012/09-2017/12        西安交通大学                                       核科学与技术          博士学位

2016/08-2017/08        美国威斯康星大学麦迪逊分校                核科学与技术          联合培养

2008/09-2012/07        武汉大学                                              核工程与核技术       学士学位

[1]  反应堆热工水力及安全分析

[2]  两相流相态及相界面特性

[3]  反应堆严重事故分析

[4]  热管吸液芯性能

本科生课程   核电厂系统及运行    32学时

本科生课程   核电厂系统及运行课程设计

研究生课程   沸腾传热与汽液两相流    32学时

研究生课程   复杂系统中的两相流动    32学时

重庆大学教学成果奖二等奖（第3完成人）

重庆市高校一流课程（第4完成人）

多相流和界面现象课题组长期招收动力工程及工程热物理、核科学与技术等相关专业的博士、硕士研究生，欢迎各位同学报考！

更多详细信息参考课题组主页：https://www.x-mol.com/groups/MFIP-CQU

在研科研项目：

[1]   国家自然科学基金面上项目，12375165，钠冷快堆棒束通道内非共晶熔融物扩展行为多物理场耦合机制研究，2024.01-2027.12，52万，在研，主持。

[2]   国家自然科学基金联合基金项目（重点支持项目），广域非平衡两流体相间热质传输关键模型研究，2022.01-2025.12，260万（留校经费65万），在研，项目参与，校内主持。

[3]   重庆市出站留（来）渝博士后择优资助项目，热管吸液芯毛细极限及传热极限特性研究，2022.01-2024.12，15万，在研，主持。

[4]   中国核电工程有限公司横向课题，FKY22080YFR001SSJS-B01-001，喷淋气溶胶去除及温度控制耦合机制研究，2022.12-2024.06，141万，在研，主持。

[5]   西安交通大学横向课题，H20230806，安全壳系统性能综合分析软件测试及验证，2023.05-2023.09，9万，在研，主持。

结题科研项目：

[1]   国家自然科学基金青年项目，11805026，钠冷快堆堆芯捕集器涂层的消熔特性及驱动机制研究，2019.01-2021.12，32万，结题，主持。

[2]   国家重点研发计划子课题，2018YFB1900401*3，课题一：复杂异型子通道内相态特性及演变机制研究——子课题3：加热工况子通道内径向气泡行为实验研究，2019.04-2023.03，79万，结题，主持。

[3]   中国博士后科学基金项目（特别资助），2019T120811，熔融池分层界面传热-传质-流动耦合作用机制研究，2019.06-2021.03，18万，结题，主持。

[4]   中国博士后科学基金项目（面上项目一等资助），2018M631066，堆芯捕集器涂层消熔前沿两相区动力学特性研究，2018.05-2021.03，结题，8万，主持。

[5]   中国核动力研究设计院横向课题，HT-KFKT-24-2021002，丝网吸液芯微孔液膜形态对毛细性能影响机理研究，2021.06-2023.04，36万，结题，主持。

[6]   中国核动力研究设计院横向课题，JDYYA23-02-FW-XJ-191175Z，可视化实验流动模型开发，2020.06-2021.06，43万，结题，主持。

[7] 中国核动力研究设计院横向课题，YZSG-02-FW-JZTP-19149F，熔融池自然对流传热计算模型开发，2019.06-2020.12，82万，结题，主持。

[1]   Luteng Zhang, Jian Deng, Wan Sun, Zaiyong Ma*, G.H. Su, Liangming Pan. Performance analysis of natural convection in presence of internal heating, strong turbulence and phase change [J]. Applied Thermal Engineering, 2020, 178: 115602.

[2]   Luteng Zhang*, Zaiyong Ma, Wan Sun, G.H. Su, Liangming Pan. Parameter analysis of natural convection thermal characteristics in internally heated pool [J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 2020, 153: 119603.

[3]   Luteng Zhang*, Zaiyong Ma, Yapei Zhang, G.H. Su, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. Research on the non-eutectic phase-change dynamics with heat transfer and component diffusion [J]. Applied Thermal Engineering, 2019, 156: 230-236.

[4]   Luteng Zhang*, Zaiyong Ma, Yapei Zhang, G.H. Su, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. Experimental study and model development for the high-Rayleigh-number corium pool with heat and mass transfer [J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 2019, 138: 304-313.

[5]   Luteng Zhang*, Zaiyong Ma, Yapei Zhang, G.H. Su, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. Transient heat transfer in internally heated corium pool [J]. Applied Thermal Engineering, 2018, 145: 476-482.

[6]   Luteng Zhang, Yukun Zhou, Simin Luo, Yapei Zhang, G.H. Su*, Zaiyong Ma, Liangming Pan. Large eddy simulation for the thermal behavior of one-layer and two-layer corium pool configurations in HPR1000 reactor [J]. Applied Thermal Engineering, 2018, 145: 38-47.

[7]   Luteng Zhang, Simin Luo, Yapei Zhang, Wenxi Tian, G.H. Su*, Suizheng Qiu. Large eddy simulation on turbulent heat transfer in reactor vessel lower head corium pools [J]. Annals of Nuclear Energy, 2018, 111: 293-302.

[8]   Luteng Zhang, Yapei Zhang, Yukun Zhou, G.H. Su, Wenxi Tian, Suizheng Qiu*. COPRA experiments on natural convection heat transfer in a volumetrically heated slice pool with high Rayleigh numbers [J]. Annals of Nuclear Energy, 2016, 87: 81-88.

[9]   Luteng Zhang, Yapei Zhang, Bo Zhao, Weimin Ma, Yukun Zhou, G.H. Su, Wenxi Tian, Suizheng Qiu*. COPRA: A large scale experiment on natural convection heat transfer in corium pools with internal heating [J]. Progress in Nuclear Energy, 2016, 86: 132-140.

[10] Luteng Zhang, Yukun Zhou, Yapei Zhang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu*, Guanghui Su. Natural convection heat transfer in corium pools: A review work of experimental studies [J]. Progress in Nuclear Energy, 2015, 79: 167-181.

[11]  Jian Deng, Tao Huang, Muhao Zhang, Qingche He, Wangtao Xu, Wen Zhu, Luteng Zhang*, Zhongchun Li, Wan Sun, Zaiyong Ma, Liangming Pan. Experimental research and model development on interfacial drag in rectangle channel bubbly and slug flow[J]. Experimental Thermal and Fluid Science, 2022, 130: 110506.

[12] Muhao Zhang, Tao Mi, Tao huang, Jian Deng, Qingche He, Zhixing Gu, Luteng Zhang*, Shuhua Ding, Liangming Pan. Bubble size distribution for bubbly-to-slug transition flow in narrow rectangular channel[J]. Nuclear Engineering and Design, 2022, 391: 111725.

[13] Zhiguo Xi, Yuwen Hu, Houjun Gong*, Luteng Zhang*, Zaiyong Ma, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. Numerical study on the corium pool heat transfer with OpenFOAM[J]. Frontiers in Energy Research, 2020, 8: 80.

[14] 席治国，张卢腾*，胡钰文，宫厚军，马在勇，孙皖，周文雄，潘良明. 熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究[J]. 核动力工程, 2022, 43(1): 15-21.

[15] 张卢腾，黄涛，张牧昊，祝文，何清澈，许汪涛，孙皖，马在勇，丁书华，李仲春，潘良明. 基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究[J]. 原子能科学技术, 2022, 56(8): 1499-1705.