• Associate Professor
• Supervisor of Doctorate Candidates
• Supervisor of Master's Candidates
• Name (Simplified Chinese):Zaiyong Ma
• Name (English):Zaiyong Ma
• Name (Pinyin):mazaiyong
• E-Mail:a78522c9e0ac992dbd96cab6692e8de2b1cfd508799d563eab0464ca7fd6706de0dee963b36a4d7dd411220f653605f34d403d79e7f7151530cf3338cecc37e059c8497c1ffc3cf34894642d3d7c5925d2c9b5c1856d6560c93cecaffb4649c846119703f1fb628b7052afd0f2b46f6cb0d516219b55e8e6284ec2cc063d6ce6
• School/Department:能源与动力工程学院
• Education Level:With Certificate of Graduation for Doctorate Study
• Gender:Male
• Degree:Doctoral degree
• Status:Employed
• Alma Mater:西安交通大学
• Discipline:Nuclear Science and Engineering
  

• Email:51ac18492eeffb6544ebfb7e0c654f3ee01cf606e1e18fc62e434cd079b0bd3e1302ebce06b3a9c865358aa1014bb9324e3477df4663504749c8572e05833e5890da8cf1d586b95da987e0b0bf737bf780cb54366355641ec780ad66c35a0061f709e6ec3235d05aaf002d49044f16a0f5b1c8d39c3639bfbbd6d5a73232c6ec

核科学与核技术博士学位，博士生导师，核学会会员。2017年进入重庆大学任教，目前研究领域为钠冷快堆、热管及压水堆相关的热工水力问题。相关研究获得科技部、国家自然科学基金委员会、核动力院、中广核集团、国家电投中央研究院、上海核工程研究设计院、原子能科学研究院、IAEA等机构支持。多年来一直处于科研一线，并指导了数届研究生。研究成果发表在国内外本领域的各个核心学术期刊，同时也是本领域多个学术期刊的审稿人。研究方向：热态及冷态两相流、临界热流密度、相间传热、流动不稳定性、热管等相关的实验研究、理论模型研究和程序开发。研究生培养n 直接指导的历届毕业研究生Ø 姜同学，国家奖学金获得者，2020年度优秀毕业研究生，在读期间发表一作SCI论文1篇，一作国际会议论文3篇，一作国内会议论文3篇，中共江苏省委组织部工作（2020年江苏省选调生）；Ø 蒋同学，在读期间发表一作国际会议论文1篇，东方电气工作；Ø 楚同学，在读期间发表一作国际会议论文1篇，一作国内会议论文1篇，二作国内期刊1篇，东方汽轮机有限公司工作；Ø 张同学，国家奖学金获得者，在读期间发表一作中文期刊论文4篇，一作国内会议论文2篇，二作国际期刊论文1篇，二作国内会议论文1篇，博世动力总成有限公司工作；n 招生专业：核能科学与工程，动力工程及工程热物理n 招生类型：硕士研究生、博士研究生在研科研项目Ø 热工水力模型库的标定与测试，核动力院Ø 国家重点研发计划子课题，科技部Ø 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Ø 毛细吸液芯覆盖表面对钠沸腾核化的影响机制研究，核动力院创新基金Ø 矩形窄通道堆芯再淹没瞬态流动及传热特性研究，国自然联合基金指导学生完成的论文[1] 张锐, 马在勇, 蒋志鹏,等. 倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动现象影响参数研究[J]. 原子能科学技术,2021,55(8):1403-1410. [2] 张锐, 马在勇, 蒋志鹏,等. 倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速与倒流临界流速的对比分析[J]. 核动力工程,2021,42(05): 36-41.[3] 张锐, 赵振民, 马在勇,等. 格架棒束子通道内相态分布特性研究进展[J]. 中国基础科学,2021,23(03): 9-15.[4] 张锐, 马在勇, 陆定晟,等. 棒束子通道湍流交混特性的数值模拟研究[J].原子能科学技术，[J/OL][5] Meiyue Yan, Zaiyong Ma, LiangmingPan, et al, An evaluation of critical heat flux prediction methods for the upward flow in a vertical narrow rectangular channel[J],Progress in Nuclear Energy,2021,140,103901.[6] Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, Rungang Yan,et al. Experimental Study on the Flow Boiling Oscillation Characteristics in a Rectangular Multiple Micro-channel[J]. Experimental Thermal and Fluid Science. 2019, 109: 109902.[7] 张锐, 马在勇, 蒋志鹏,等. 倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动现象及影响参数研究[C]. 中国核学会核反应堆热工流体力学分会成立大会暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2020年度学术年会暨国家能源压水反应堆技术研发(实验)中心学术交流会.[8] 张锐, 陆定晟, 马在勇,等. 棒束子通道湍流交混特性的数值模拟研究[C]. 第一届全国核反应堆热工流体力学学术年会暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2021年学术年会.[9] 闫美月, 张锐, 马在勇,等. 窄矩形通道中系统压力对沸腾临界热流密度的影响[C]. 核反应堆系统设计技术国家重点实验室2021年学术年会.[10] Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, Tao Chu, et al. Analysis of Reversed Flow in Inverted U-tube Steam Generator under Natural Circulation Conditions. In 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, 2019, May 15-18, Chongqing, China.[11] Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, Rungang Yan, et al. Flow Boiling Patterns in Rectangular Multiple Micro-channels. In 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, 2019, May 15-18, Chongqing, China.[12] Zhangrui Jiang, Zaiyong Ma, Rungang Yan, et al. Time Domain and Frequency Domain Analysis of Pressure Drop in Rectangular Multiple Micro-channels. In 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, 2019, May 15-18, Chongqing, China.[13] 姜张锐，马在勇，楚涛，尹思友，潘良明，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 年学术年会，中国成都。[14] 姜张锐，马在勇，汪晨宇，楚涛，尹思友，潘良明，倒U 型管蒸汽发生器自然循环倒流特性的理论计算. 2019 年度核反应堆系统设计技术重点实验室学术年会，中国成都。[15] 姜张锐，尹思友，何辉，马在勇，潘良明，运动条件下界面输运的系统程序实现. 国家能源核电软件重点实验室2018 年学术年会，中国重庆。[16] 楚涛，马在勇，层流及过渡区的U型管单相流动传热特性的数值模拟[C].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年学术年会论文集. 2019:337-346. [17] Chu Tao, Yin Siyou, Ma Zaiyong, Jiang Zhangrui, Bu Shanshan. Numerical analysis of reverse flow in U-tube steam generator under natural circulation conditions.[C].The 9th China-Korea Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics. Chongqing, China, 2019. [18] Jiang Zhipeng, Xu Wang, Ma Zaiyong. Numerical Simulation of Evaporation and Condensation of Stagnant Liquid Sodium [C].9th Workshop on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics Chongqing, China, 2019.