姓名：冯文培
性别：男
学位：工学博士
职称：研究员/博士生导师
Email：fengwp@cdut.edu.cn
主要研究领域及方向：先进核动力系统热工安全、数值反应堆、多物理多尺度耦合技术、核工程领域的人工智能应用技术等领域的研究工作。
教育背景：
[1]：2013-2017年，南华大学，获工学学士学位，核工程与核技术专业
[2]：2017-2022年，中国科学技术大学，硕博连读，获工学博士学位，核科学与技术专业
[3]：2021-2022年，德国国家级大型研究中心中子物理与反应堆技术研究所，博士联合培养
[4]：2024年-至今，中国核动力研究设计院，博士后，核科学与技术专业
基本情况：近五年共发表了高水平SCI/EI论文25篇，中文核心2篇。曾担任ICONE国际核工程大会分会主席。与德国国家级大型研究中心中子物理与反应堆技术研究所（KIT-INR）保持着良好的合作和技术交流。曾获中国高校教师教学创新大赛三等奖、四川省高校教师教学创新大赛一等奖、成都理工大学百优学士学位论文指导老师称号。
科研项目：
[1]:国家自然科学基金：铅铋堆燃料腐蚀表面效应下的传质边界层演变特征及氧输运机理研究，2025-2027，项目负责人；
[2]:jkw基金：XXXXXXX氧传质机理研究，2023-2025，项目负责人；
[3]:国家博士后面上基金：铅铋堆燃料组件内腐蚀效应下的氧输运机理研究，2024-2026，项目负责人
[4]:四川省自然科学基金：氧控环境下铅基冷却堆芯窄矩形通道内的湍流氧传质机理研究，2024-2025，项目负责人；
[5]:中国核动力研究设计院联合项目：“固态堆系统程序编码优化研究”，2023-2024，项目负责人；
[6]:国家重点研发计划专项“铅快堆包壳材料研制、部件材料铅秘环境长期服役性能及热工耦合腐蚀行为研究”子课题：2023-2025，项目主研；
[7]:中国核动力研究设计院联合项目：反应堆多物理耦合框架技术研究及应用，2019-2020，项目主研；
[8]:中广核联合项目：铅基合金腐蚀及氧迁移机理研究，2019-2022，项目主研。
招生要求：
勤奋，刻苦，上进，积极乐观
代表性论文：
[1] Feng Wenpei, Zhang Xue, Cao Liankai, Chen Hongli. Development of Oxygen/Corrosion Product Mass Transfer Model and Oxidation-Corrosion Model in the Lead-Alloy Cooled Reactor Core. Corrosion Science. 2021.190: p.109708.
[2] Feng Wenpei, Zhang Xue, Chen Hongli. Simulation of oxygen mass transfer in fuel assemblies under flowing lead-bismuth eutectic. Nuclear Engineering and Technology. 2019:52:908-917.
[3] Feng Wenpei, Jiang Rong, Chen Hongli, Qiang Shenglong, Gong Zhaohu, Li Zhigang, Pan Junjie, Zhao Wenbo, Zhang Xue, Luo Xiao, Zhang Xilin. Development of a multi-physics coupling system based on ICoCo interface and its validation on NEA-OECD core transient benchmark. Annals of Nuclear Energy, 2021. 156: p. 108178.
[4] Feng Wenpei, Imke Uwe, Zhang Kanglong, Sanchez-Espinoza Victor, Chen Hongli. Validation of the TWOPORFLOW Code for the Core Analysis of Liquid Metal-Cooled Reactor with Selected Experiments. Nuclear Engineering and Design, 2022, 390: p. 111708.
[5] Feng Wenpei, Qin Chong, Zhang Kefan, Yang Guangliang, Duan Wenshun, Wang Weixiang, Chen Hongli. Preliminary Study of Oxygen Mass Transfer in Primary Circuit of Lead cooled Fast Reactor. Annals of Nuclear Energy. 2023, 181: 109536.
