基本信息

姓名

刘少军

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专业方向

先进反应堆材料

电话

—

Email

liu5687@inest.cas.cn

部门

核材料与结构安全研究室

职务

项目研究员

学习与工作经历

2001.09—2005.06 华中科技大学材料科学与工程学院  材料加工工程专业 学士

2005.09—2010.12 中科院合肥物质科学研究院 核能科学与工程专业 博士

2011.03—2015.02 中科院合肥物质科学研究院 核能安全技术研究所 助理研究员

2015.03—2019.02 中科院合肥物质科学研究院 核能安全技术研究所 副研究员

2019.03—至今   中科院合肥物质科学研究院 核能安全技术研究所 项目研究员

研究领域

1、        先进反应堆材料设计与高效制备；

2、        抗辐照材料高温服役行为研究；

3、        核材料液态金属腐蚀行为研究。

招生方向

1、        核能科学与工程（核材料科学与技术）；

2、        材料与化工；

3、        材料物理与化学；

4、        能源动力。

科研项目

主持负责参与了国家自然科学基金青年基金项目、中国科学院青年创新促进会人才项目、国家自然科学基金重大研究计划项目课题、合肥物质科学技术中心方向项目课题、ITER计划专项国内配套项目子课题等在内的科研项目10余项。

学术论文

1.学术论文总体概述

2015年至今，发表学术论文19篇，其中以第一作者/通讯作者发表SCI论文14篇。

2.代表性论文

1)     Y. Zhao∗, H. Cao, S. Liu∗, The dislocation-based fatigue deformation mechanism of a RAFM steel under multi-axial loadings, Journal of Nuclear Materials, 558 (2022) 153324.

2)     Z. Xu, L. Song, Y. Zhao, S. Liu*, The formation mechanism and effect of amorphous SiO₂ on the corrosion behaviour of Fe-Cr-Si ODS alloy in LBE at 550^◦C, Corrosion Science, 190 (2021) 109634.

3)     Y. Zhao, S. Liu*, J. Shi, X. Mao, Experiment and numerical simulation analysis on creep crack growth behavior of CLAM steel, Material Science and Engineering A, 735(2018) 260-268.

4)   Y. Zhao, M. Liang, Z. Zhang, M. Jiang, S. Liu*, Fracture toughness and fracture behavior of CLAM steel in the temperature range of 450°C-550°C, Journal of Nuclear Materials, 501(2018)200-207.

5)   B. Huang, Y. Zhai, S. Liu*, X. Mao, Microstructure Anisotropy and Its Effect on Mechanical Properties of Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steel Fabricated by Selective Laser Melting, Journal of Nuclear Materials, 500(2018)33-41.

专利

申请发明专利26项，其中授权发明专利15项，美国授权发明专利1项。

获得荣誉

1、2018年度安徽省科技进步一等奖（本人排名第三）

其他信息

1.长期担任Fusion Engineering and Design、Journal of Nuclear Materials、Journal of Materials Science and Technology、Surface and Coatings Technology、金属学报、材料研究学报等期刊审稿人，2015年和2017年两次获得Fusion Engineering and Design 优秀审稿人荣誉；

2.2018.8—至今 国际聚变核技术大会国际组织委员会（ISFNT-IPC）成员。