姓名
马在勇
性别
男


所在部门
核工程与核技术系
职称
副教授

职务
/
联系电话
/

邮箱
mazy@cqu.edu.cn



*个人简介：
马在勇，博士，硕士生导师，核学会会员。2015年硕博连读毕业于西安交通大学核能系，随后于上海核工程研究设计院工作一年。2017年进入重庆大学核能系。目前研究领域涉及核反应堆热工水力及安全、沸腾相变、两相流动、临界热流密度、流动不稳定等，相关研究获得科技部、国家自然科学基金委员会、国家电投中央研究院、核动力院、上海核工程研究设计院、原子能科学研究院、IAEA等机构支持。研究成果发表在国内外本领域的重要学术期刊（如:《International Journal of Heat and Mass Transfer》、《Annals of nuclear energy》、《Nuclear Engineering and Design》、《Progress in Nuclear Energy》等）。同时也是本领域多个国际学术期刊的审稿人。
教育经历：
起止年月 学校 专业 学位
2006.8—2007.6 西安交通大学 生物工程
2007.9—2010.6 西安交通大学 核能科学与工程 学士
2015.7—2015.11 北海道大学 核工程
2010.9—2015.12 西安交通大学 核科学与核技术 博士
*研究方向：
系统程序开发
流动不稳定性分析
两相流相态特性
临界热流密度
研究生培养：
?招生专业：核能科学与工程，动力工程及工程热物理
?招生类型：硕士研究生
在研科研项目：
?国家重点研发计划子课题，科技部
?活化凹穴内表观动态接触角对钠沸腾核化的影响机制，国自然青年基金
?毛细吸液芯覆盖表面对钠沸腾核化的影响机制研究，核动力院
?矩形窄通道堆芯再淹没瞬态流动及传热特性研究，国自然联合基金
已结题科研项目：
?沸腾两相CFD关键模型研究，核动力院
?**通道临界热流密度模型研究，核动力院
?蒸汽注射冷凝模型开发，核动力院
?SG倒流特性研究，核动力院
?水平分层夹带模型及程序开发，国家电投中央研究院
*发表论文：
[1]. Zaiyong Ma*, Suizheng Qiu, Luteng Zhang, Shanshan Bu, Wan Sun, Liangming Pan. A best-estimated correlation for prediction of nucleation radius in sodium boiling. Nuclear Engineering and Design, 2019, 345: 40-46.
[2]. Zaiyong Ma*, Luteng Zhang, Shanshan Bu, Wan Sun, Deqi Chen, Liangming Pan. A study of the heat flux profile effect on parallel channel density wave oscillation in sodium heated heat exchanger. Progress in Nuclear Energy, 2019 ,112:135-145.
[3]. Zaiyong Ma*, Luteng Zhang, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. A study on the density wave oscillation relative stability turning point of uniform and cosine heat flux profiles in parallel channels. Annals of Nuclear Energy, 2019, 127:111-119.
[4]. Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma*, Rungang Yan, Luteng Zhang, Wan Sun, Shanshan Bu, Liangming Pan. Experimental study on the flow boiling oscillation characteristics in a rectangular multiple micro-channel. Experimental Thermal and Fluid Science,109 (2019 ),109902.
[5]. Zaiyong Ma*, Tingpu Ye, Quanyao Ren, Liangming Pan, Shanshan Bu, Luteng Zhang, Wan Sun, Friction and local pressure loss characteristics of a 5×5 rod bundle with spacer grids. Annals of nuclear energy, 140(2020), 107106
[6]. 马在勇, 秋穗正, 步珊珊, 张卢腾，孙皖，潘良明. 惰性气体对液态金属起始沸腾过热度的影响. 原子能科学技术, 2019, 53(1) :110-116.
[7]. 马在勇, 秋穗正, 步珊珊, 张卢腾，孙皖，潘良明. 氧化层对液态金属起始沸腾过热度的影响模型. 原子能科学技术, 2019, 53(2) :298-303.
[8]. Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, et al. Flow boiling patterns in rectangular multiple micro-channels. The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics.
[9]. Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, et al. Time domain and frequency domain analysis of pressure drop in rectangular multiple micro-channels. The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics.）
[10]. Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, et al. Analysis of reversed flow in inverted U-tube steam generator under natural circulation conditions. The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics.
[11]. 姜张锐, 马在勇, 楚涛等. 自然循环工况蒸汽发生器倒U型管内倒流现象的理论分析. 国防科技工业核动力技术创新中心暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2018年度学术年会.
[12]. 姜张锐, 马在勇, 汪晨宇等. 倒U型管蒸汽发生器自然循环倒流特性的理论计算. 核反应堆系统设计技术重点实验室2019年学术年会.
[13]. Zhipeng Jiang, Wang Xu, Zaiyong Ma.Numerical simulation of evaporation and condensation of stagnant liquid sodium. The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics.
[14]. Chu Tao,Yin Siyou,Ma Zaiyong,Jiang Zhangrui,Bu Shanshan. Numerical analysis of reverse flow in U-tube steam generator under natural circulation conditions.The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics.
[15]. 楚涛,马在勇,唐瑜,林伟文,姜张锐等.层流及过渡区的 U 型管单相流动传热特性的数值模拟.第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会
[16]. Zaiyong Ma, Dalin Zhang, Liangming Pan，The heat flux distribution in a steam generator and its effects on flow instability characteristics. 2nd Sino-German Symposium on Fundamentals of Advanced Nuclear Safety Technology (SG-FANS), Germany, 2017. 9.12-9.15.
[17]. 马在勇，步珊珊，张卢腾，孙皖，蒋志鹏，楚涛，姜张锐，热流密度分布对并联通道密度波流动不稳定影响的估计方法，第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会，2019.11.5-8.
学术会议交流：
国际会议27th International Conference on Nuclear Engineering（ICONE27），国际会议9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal- Hydraulics (WORTH-9)等