张钰浩，北电力大学核科学与工程学院教授，博士生导师。河北省自然科学基金“优秀青年基金”负责人，北京市科协青年人才托举工程入选者，中国核工业教育学会教育教学分会委员，《原子能科学技术》首届青年编委；科研工作聚焦大型先进压水堆、快堆、第四代新型核能系统的热工水力学研究与安全分析等；主要讲授课程包括《核电厂系统与设备》（本、硕、博）、《工程流体力学（核）》等。
研究方向：
①反应堆热工流体与安全分析：三代先进压水堆非能动安全系统传热机理研究与试验验证，复杂多相流测试技术，大型钠冷快堆事故瞬态事故安全分析等；
②多尺度CFD数值仿真技术：核电厂核岛与常规岛全域热工水力仿真，快堆堆本体多场耦合数值模拟，非能动余热排出系统分析模型开发等；
③第四代先进核能新技术研发：超临界二氧化碳新型动力循环关键技术，多用途先进小型反应堆设计研发与工程应用等。
代表性科研项目：
①主持河北省自然科学基金“优青”项目、国家自然科学基金面上项目、国家自然科学青年项目等；
②主持国家科技重大专项专题“ADS1-3喷放及PRHR换热相关模型评估补充实验研究”；
③牵头堆本体多尺度热工水力耦合系统开发等重大横向课题，主持、参与中国原子能科学研究院、中国能源研究会等多家单位委托攻关课题。
科研奖励及荣誉：
①快堆产业化技术创新战略联盟 “工匠先锋奖”（个人奖）
②参与完成“大型先进压水堆非能动水箱和乏燃料水池关键热工特性研究及应用”，获北京市科学技术进步奖二等奖（第2完成人）
③参与完成“大型先进压水堆非能动冷却水箱关键传热模型及其应用”，获中国能源研究会能源创新奖一等奖（第2完成人）
代表性学术论文（第一或通讯作者）：
[1]Zhang Yuhao*, Liao Y , Qu Y ,et al. Dynamic thermal characteristics analysis of integrated space nuclear reactor with core and Stirling power conversion components[J]. Energy, 2025, 315: 134458.
[2]Zhang Yuhao*, Qu Y , Feng J ,et al. Numerical research on the thermal-hydraulic characteristics of the large sodium-cooled fast reactor roof slab[J]. Progress in Nuclear Energy, 2025, 180: 105584.
[3]Zhang Yuhao*, Zhang X , Zhao H , Lu D .Transient three-dimensional numerical simulation on asymmetrical flow and thermal characteristics of CEFR sodium pool under one secondary pump shaft stuck accident[J].Progress in nuclear energy, 2023, 162: 104780.
[4]Zhang Yuhao*, Yu Q , Zhang X ,et al. Experimental and theoretical research on heat transfer characteristics of the scaled-down C-type PRHR HX model under different cooling water levels[J].Progress in nuclear energy, 2022, 151: 104331.
[5]Zhang Yuhao*, Feng L , Liu L ,et al. Experimental research on double-hole steam condensation effects and models under different diameters and pitch to diameter ratios conditions[J]. International Journal of Heat and Mass Transfer, 2021, 176: 121437.
[6]Song H , Liu Y , …, Zhang Yuhao*. et al. Comparison research on DRACS and PRACS for decay heat removal system in sodium-cooled fast reactors based on numerical simulations of PLANDTL-DHX[J]. Progress in Nuclear Energy, 2026, 190:105961.
[7]Liu J , Zhang Yuhao*, Lu D .Three-dimensional numerical research on coupling heat transfer characteristics of PRHR HX under different water levels based on the experimental model[J]. Annals of nuclear energy, 2023, 194: 110100.
[8]Zhao H , Pu Q , … , Zhang Yuhao*. Analysis on thermal hydraulic characteristics for PHENIX natural circulation system using “1D system code + 3D CFD” simulation method [J]. Progress in Nuclear Energy, 2024, 176: 105370.
[9]Liang J , Lu D , …, Zhang Yuhao*. et al. Numerical simulation on transient thermal and hydraulic characteristics in sodium pool of CEFR under OPT-SLOOP and OPT-RHROSL conditions[J]. Annals of Nuclear Energy, 2021, 160: 108398.
[10]张钰浩*, 赵海琦, 沈熙昊,等. 池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究综述[J]. 原子能科学技术, 2024, 58(S2): 271-283. （《原子能科学技术》创刊65周年专刊特约稿件）