张滕飞 讲师
所在系所核科学与工程学院
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通讯地址上海市东川路800号机械与动力工程学院A333室
电子邮件zhangtengfei@sjtu.edu.cn
个人主页 https://www.researchgate.net/profile/Tengfei_Zhang11


教育背景 2011.09 - 2017.03 西安交通大学 核工程系 博士
2015.09 - 2016.09 美国阿贡国家实验室 核工程部 联培博士
2014.09 - 2015.08 美国普渡大学 核工系 联培博士
2007.09 - 2011.07 西安交通大学 核科学与技术学院 本科

工作经历 2017.06至今 上海交通大学核科学与工程学院 讲师

出访及挂职经历 2018.12 德国卡尔斯鲁厄工学院 访问
2015.09 - 2016.09 美国阿贡国家实验室核工程部 联培博士
2014.09 - 2015.08 美国普渡大学核工系 联培博士

研究方向 核反应堆物理先进确定论数值计算方法及程序开发；
高分辨率确定论中子输运方法及其数值加速技术；
基于先进物理算法的反应堆多物理耦合技术及应用。

科研项目 主要承担纵向课题
2020-2023 国家重点研发计划子课题，小型氦氙冷却移动式固体堆核热材多物理耦合技术（2020YFB**）
2020-2023 国家自然科学基金联合基金重点项目，铅铋合金熔池热分层机理及对系统流动传热影响研究（U**），本单位课题负责人
2020-2023 中核集团青年英才启明星项目，海洋核动力反应堆强共用性中子输运算法及核热耦合研究
2019-2021 中国科协青年人才托举工程，先进中子输运算法及其在核热耦合中的应用研究（2019QNRC001）
2019-2021 国家自然科学基金青年项目，核反应堆高分辨率高效率非均匀中子输运计算方法研究（**）
主要参与纵向课题
2021-2024 国家自然科学基金联合基金重点项目，针对堆芯氧化腐蚀产物材料-热工-中子行为的多物理耦合机理，第二负责人
2019-2022 国家自然科学基金青年项目，液滴撞击高温表面的关键换热现象及模型研究
2017-2020 国家科技重大专项，全子通道截面单相可视化及过渡沸腾实验研究
2014-2016 国家自然科学基金青年项目，核反应堆全堆芯非均匀中子学分析的高精度高效率计算方法研究
（本课题组常年招收硕士、博士研究生）

代表性论文专著 Book Chapter:
Nuclear Physics Deterministic Code, Nuclear Power Plant Design and Analysis Codes Development, Validation, and Application for Science and Technology, Elsevier, 2019.
SCI：
[1]. Tengfei Zhang, Jinbiao Xiong, Xiaojing Liu, et al. Conceptual design of an innovative reduced moderation thorium‐fueled small modular reactor with heavy‐water coolant [J]. International Journal of Energy Research. 2020. 43: 8286~8298.
[2] Tengfei Zhang, Xiaojing Liu, Jinbiao Xiong, Xu Cheng. Comparisons of Reduced Moderation Small Modular Reactors With Heavy Water Coolant [J]. Frontiers in Energy Research. 2020. 8: 1~5.
[3]. Tengfei Zhang, Jinbiao Xiong. A Hybrid Acceleration Method to Pin-by-Pin Calculations using the Heterogeneous Variational Nodal Method [J]. Annals of Nuclear Energy, 2019. 132: 723~733.
[4]. Tengfei Zhang, Jinbiao Xiong, Zhipeng Li, Kun Zhuang. Development and implementation of an integral variational nodal method to the hexagonal geometry nuclear reactors [J]. Annals of Nuclear Energy, 2019. 131: 210-220.
[5]. Tengfei Zhang, Hongchun Wu, Liangzhi Cao, Yunzhao Li. An improved variational nodal method for the solution of the three dimensional steady-state multi-group neutron transport equation [J], Nuclear Engineering and Design, 2018. 337:419~427.
[6]. Tengfei Zhang, Hongchun Wu, Liangzhi Cao, Yunzhao Li. Acceleration of 3D Pin-by-Pin Calculations Based on the Heterogeneous Variational Nodal Method [J], Annals of Nuclear Energy, 2018. 114:165~174.
[7]. Tengfei Zhang, E. E. Lewis, M. A. Smith, et al. Acceleration of within group iteration for pin-by-pin calculations [J]. Annals of Nuclear Energy, 2018, 112:225~235.
[8]. Tengfei Zhang, Yongping Wang, E. E. Lewis, et al. A Three-Dimensional Variational Nodal Method for Pin-Resolved Neutron Transport Analysis of Pressurized Water Reactors [J]. Nuclear Science and Engineering, 2017, 188(2): 160~174.
[9]. Tengfei Zhang, E. E. Lewis, M. A. Smith, et al. A variational nodal approach to 2D/1D pin resolved neutron transport for pressurized water reactors[J]. Nuclear Science and Engineering, 2017, 186:120-133.
[10]. Tengfei Zhang, Hongchun Wu, Youqi Zheng, et al. A 3D transport-based core analysis code for research reactors with unstructured geometry[J]. Nuclear Engineering and Design, 2013, 265: 599~610.
[11]. Dongmei Yang, Xiaojing Liu, Tengfei Zhang, et al. A comparison of three algorithms applied in thermal-hydraulics and neutronics codes coupling for lbe-cooled fast reactor [J], Annals of Nuclear Energy, 2020, 149.
[12]. Xiaojing Liu, Ting Yang, Xiang Chai, Jinbiao Xiong, Tengfei Zhang. Preliminary safety analysis for the SCWR-FQT facility [J]. International Journal of Energy Research, 2019:1-10.
[13]. Jinbiao Xiong, Zenghui Wu, Xiang Chen, Tengfei Zhang. Experimental and analytical study on heat dissipation mechanisms during spent fuel unloading in sodium fast reactor[J]. Annals of Nuclear Energy, 2020, 136: 107010.
[14]. Kun Zhuang, Ting Li, Qian Zhang, Qinghua He, Tengfei Zhang. Extended development of a Monte Carlo code OpenMC for fuel cycle simulation of molten salt reactor [J]. Progress in Nuclear Energy, 2020, 118.
[15]. Jinbiao Xiong, Yingzi Zhu, Tengfei Zhang, et al. Lagrangian simulation of three-dimensional macro-scale melting based on enthalpy method[J]. Computers and Fluids, 2019. 168-177.
[16]. Yongping Wang, Tengfei Zhang, E. E. Lewis, et al. Three-Dimensional Variational Nodal Method Parallelization for Pin Resolved Neutron Transport Calculations [J]. Progress in Nuclear Energy, 2019. 117.
[17]. Yongping Wang, Yunzhao Li, Tengfei Zhang, et al. Generalized Partitioned Matrix Acceleration for Variational Nodal Diffusion Method[J]. Nuclear Science and Engineering, 2019. 193: 652-662.
[18]. Xiaojing Liu, et al. Computational Fluid Dynamics and Subchannel Analysis of Lead–bismuth Eutectic-cooled Fuel Assembly Under Various Blockage Conditions[J]. Applied Thermal Engineering, 2020. 114419.
[19]. Wei Xu, et al. Predictions of Quench Temperature and Quench Velocity in Narrow Rectangular Channel of Novel Plate-type Reactor [J]. Annals of Nuclear Energy, 2019. 131:148~155.
[20]. Shengzhe Li, Dongmei Yang, Tengfei Zhang, and Xiaojing Liu. A Combined Method for Predicting the Boron Deposited Mass and the CIPS Risk [J]. Science and Technology of Nuclear Installations, 2019.

发表EI论文10余篇，会议论文20余篇

教学工作 课程名称：核反应堆物理 授课对象：本科生 课时：16
课程名称：核反应堆设计（英文） 授课对象：研究生 课时：24

软件版权登记及专利 1. 张滕飞，殷晗，刘晓晶，等. 非均匀节块中子输运计算软件. 软件著作权，2019SR**.
2. 张滕飞，刘晓晶，熊进标，等. 积分变分中子输运计算软件. 软件著作权，2018SR836887.
3. 张滕飞，夏文勇，刘晓晶，等. 基于积分变分节块法的响应矩阵并行处理实现方法. 发明专利申请, CN3.1.
4. 张滕飞，汪天雄，刘晓晶，等. 针对SFCOMPO燃耗实验基准题校核模拟的精度优化实现方法. 发明专利申请，CN4.X.
5. 邓蛟龙，张滕飞，柴翔，等. 针对SFCOMPO数据库建模的组件程序可视化界面软件. 软件著作权，2019SR**.
6. 李云召，张滕飞，吴宏春，等. 针对反应堆中子扩散方程的非均匀几何变分节块方法. 发明专利公开，CN9.
7. 吴宏春，张滕飞，李云召，等. 针对非均匀几何变分节块方法的平源加速方法. 发明专利公开，CN7.
8. 李云召，张滕飞，吴宏春，等. 针对非均匀几何变分节块方法的广义矩阵分离加速方法. 发明专利公开，CN0.

学术兼职 中国核物理学会反应堆物理与核材料专委会，委员
2019 第十一届全国新堆与研究堆学术会议，组委会委员
2018 OECD/NEA CFD4NRS Workshop, Local Organizing Comittee Member
2017 国防科技工业核动力技术创新中心暨核反应堆系统设计技术重点实验室年会，技术报告主席
2016 Annual Meeting of American Nuclear Society, Technical Session Chair
2014 22nd International Conference on Nuclear Engineering, Technical Session Chair
2011至今 Nuclear Engineering and Design, Nuclear Engineering and Technology 等期刊审稿人
Invited Talks
2020 “确定论非均匀中子输运算法综述”，第十八届反应堆数值计算与粒子输运学术会议（反应堆物理年会）Workshop，2020，西安.
2019 "Variational Nodal Approaches to Solving Neutron Transport Problems", Kyushu University, Japan.
2018 "GPM Acceleration to the Diffusion Heterogeneous Variational Nodal Method", Tokyo University, Japan.
2018 "A Pin-resolved Variational Nodal Method for the Modelling of Nuclear Reactor Cores", Karlsrule Institute of Technology, Germany.


荣誉奖励 科学研究
2020 中国科协青年人才托举工程
2020 中核集团青年英才（启明星）
2019 上海交大晨星计划-讲师
2019 陕西省优秀博士论文
2019 西安交通大学优秀博士论文
2019 国防科技工业核动力技术创新中心暨核反应堆系统设计技术重点实验室年会 优秀论文
2018 反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2018年反应堆物理年会 优秀论文
2017 国防科技工业核动力技术创新中心暨核反应堆系统设计技术重点实验室年会 优秀论文
2016 国防科技工业核动力技术创新中心暨核反应堆系统设计技术重点实验室年会 优秀论文
2014 第22届国际核工程会议 最佳学生论文
2019 Nuclear Engineering and Technology Outstanding Reviewer
2018 Nuclear Engineering and Design Outstanding Reviewer
教书育人
2020 校企合作毕业设计三等奖 指导教师
2020 美国大学生数学建模竞赛一等奖 指导教师
2017 上海交通大学“智创杯”新生机械赛冠军 指导教师
2017 上海交通大学 优秀班主任

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