连强，工学博士，助理研究员。2022年6月获得西安交通大学核科学与技术专业博士学位，2022年7月进入重庆大学能源与动力工程学院任助理研究员/弘深青年教师。目前从事先进核动力系统安全分析、聚变堆包层设计及校核评价、螺旋管蒸汽发生器热工水力、反应堆系统分析程序模型开发等研究。在International Journal of Energy Research、Progress of Nuclear Energy、Annals of Nuclear Energy、Fusion Engineering and Design等核领域知名SCI期刊上发表文章20余篇。

2016/09-2022/06    西安交通大学       核科学与技术     博士学位

2012/09-2016/06    西安交通大学     核工程与核技术     学士学位

[1]  先进核动力系统热工水力及安全分析

[2]  聚变堆包层结构设计及校核评价

[3]  螺旋管蒸汽发生器（OTSG）热工水力

[4]  反应堆系统分析程序及核热耦合

1.入射中子多维参数分布条件下聚变堆包层热-氚协同输运特性研究，国家自然科学基金，主持，2025.01-2027.12.

2.孔隙尺度辐射-对流耦合作用下聚变堆包层高温球床传热特性研究，中国博士后科学基金，主持，2023.01-2024.12.

3.系统分析程序建模节点敏感性计算，横向课题，主持，2023.10-2024.10.

4.压水堆螺旋多叶型核燃料棒束多相共轭传热机理研究，国家自然科学基金，参与，2024.01-2027.12.

[1] Lian Q, Zhang LT, Tang SM, et al. Thermal-hydraulic performance of natural circulation system with narrow rectangular channel under heaving condition based on 1D/3D coupling analysis[J]. Progress in Nuclear Energy, 2025, 182: 105663.

[2] Lian Q, Liang Y, Ren QY, et al. Influence of heat flux profile on two-phase flow instability in parallel channels of helical coil once-through steam generator[J]. Thermal Science and Engineering Progress, 2024, 51: 102604.

[3] Lian Q, Tang SM, Zhu LX, et al. Three-dimensional thermal-hydraulics/neutronics coupling analysis on the full-scale module of helium-cooled tritium-breeding blanket[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2023, 11: 4274-4281.

[4] Lian Q, Tang SM, Zhu LX, et al. Structure optimization of helium-cooled blanket for fusion reactor based on three-dimensional full-scale thermal-hydraulic analysis[J]. Fusion Engineering and Design, 2023, 194: 113922.

[5] 连强,朱隆祥,唐思邈等.池式非能动余热排出系统热工水力分析的系统程序改进及验证[J].原子能科学技术, 2025.

[6] 刘浩,马在勇,连强等.螺旋十字棒束通道内异形阻抗空泡仪测量空泡份额的可行性研究[J].核动力工程, 2025.