一、个人简介

工学博士/博士后/硕导，现工作于兰州理工大学能源与动力工程学院。2015年本科毕业于重庆大学能源与动力工程学院核科学与技术专业，2021年博士毕业于西安交通大学能源与动力工程学院核科学与技术专业。于2020年3月至2021年4月在加拿大麦克马斯特大学工程物理系进行交流学习。曾于兰州大学核科学与技术学院开展博士后研究工作。主要从事反应堆热工水力、高效能量转换、工程热物理和核技术应用方面的工作。包括：轻水、液态金属反应堆热工水力实验、工程热物理稳态/瞬态多尺度数值模拟、高功率靶等高效能量转换系统设计、铅铋泵流动换热系统设计验证等。主持/参与包括国家重点研发计划在内的多项重大纵向横向项目，发表SCI\EI学术论文30余篇，申请/授权发明专利/实用新型10余项，授权软著6项。多个国内外热工水力领域知名期刊审稿人；中科大、东北电力等硕/博论文评阅人；担任国际知名核工程热工水力专业会议NURETH、NUTHOS等TPC Member、Session chair。

欢迎有工程热物理、核科学、流体机械、流体力学、航空航天、数学物理、计算机等背景意向保研、考研、调剂的同学联系！

二、主要研究方向

（1）反应堆热工水力与安全分析

（2）流体机械设计与故障诊断

（3）核技术应用

（4）航空航天领域流动换热

三、教学工作

主讲本科生《传热学》、《水力学B》，研究生《数值传热学》

四、主持和参与科研项目

主持/参与校企横向合作、国家自然科学基金在内的十余项课题。

五、代表性论文

(1)Liu Y, Wang X, Zhang L.Thermal-Hydraulic Characterization Preliminary Analysis of Pool-Type Natural Circulation With Liquid Lead[J].International Journal of Energy Research,2026, 4886439.(SCI)

(2)Liu Y, Shi Q, Zhang L. Numerical analysis of thermal-hydraulic characteristics of grid positioned triangular fuel assemblies in lead-cooled fast reactor under ocean conditions[J].Case Studies in Thermal Engineering, 2026,78,107661.(SCI)

(3)Liu Y, Shi Q, Wang X, Wang Y, et al. Experimental and Numerical Analysis of Heat Transfer Characteristics of Liquid Lead in Triangular Rod Bundles[J].Annals of Nuclear Energy,2025,214.111226.(SCI)

(4)Liu Y, Gu L,Shan J,et al. Rationalization and Evaluation of a Phenomenon-driven Improved Bundle CHF Model under PWRs Condition with Different Axial Power Distributions[J].Annals of Nuclear Energy,2023,191:109945.(SCI)

(5)Liu Y, Liu W, Gu L,et al. Existing DNB-type CHF mechanistic models and relations with visualized experiments in forced convective flow boiling: A review[J].Progress in Nuclear Energy,2022, 148(19-20):104225. (SCI)

(6)Liu Y, Liu W, Shan J,et al. Critical heat flux measurement and visualization in R-134a on vertical singl rod with and without mixing-vane spacer: The characteristics and phenomenon of critical heat flux [J]. Annals of Nuclear Energy,2021,160:108399. (SCI)

(7)Liu Y, Shan JQ. Study on the CHF correction factor under rolling condition in vertical tube[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021,152(Mar)108024:1-4. (SCI)

(8)Liu Y, Dong SY, Shan JQ, et al. A phenomenological CHF model for mixing-vane spacers in a subchannel of a rod bundle[J]. Annals of Nuclear Energy, 2020,142(Jul.):107445.1-107445.10. (SCI)

(9)Liu Y，Yin Q，Shan JQ，et al. Assessment of a Theoretical Model for Predicting Forced Convective Critical Heat Flux in Rod Bundles[J]. Frontiers in Energy Research, 2019,7(15). (SCI)

(10)Liu Y, Liu W , Shan J , et al. A mechanistic bubble crowding model for predicting critical heat flux in subchannels of a bundle[J].Annals of Nuclear Energy, 2019, 137:107085. (SCI)

六、授权专利

(1)基于统计学原理的反应堆临界热流密度自动化求解方法，CN120448697A，第一

(2)小型铅冷海洋池式自然循环反应堆非能动余热排出系统，CN220895201U，第一

(3)一种铅冷自然循环传热通用实验台架，CN220420261U，第二

(4)一种铅冷快堆棒束流动传热实验台架，CN220189253U，第三

(5)燃料棒束的热工流体实验装置，CN220933770U，第三

(6)一种氟利昂流动沸腾传热通用实验台架及实验方法，CN114235888A，第三

(7)一种空天核电源双模式联合发电系统及其运行方法，CN116978587A，第三

(8)一种BNCT靶装置控制系统，CN118079251A，第三

(9)一种模拟堆芯燃料棒弯曲热工水力行为的环形实验装置，CN114220557A，第三

(10)反映堆芯导向管栅元热工水力特性的实验装置及设计方法，CN111863294A，第四

(11)一种基于两方程热湍流模型的液态金属共轭传热计算方法CN202211494598.5，第六

(12)一种液态金属耦合超临界二氧化碳共轭传热的计算方法CN202211497014.X，第六

七、科技奖励

Ø1.WORTH9中韩反应堆热工水力研究会最佳论文一等奖

Ø2.2018中国核学会中西部联合会学术年会最佳论文奖

Ø3.2018东京大学-上交-西交三校核研究会优秀报告奖