孙飞-材料科学与工程学院

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教授兼博士生导师

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孙飞

日期：2021-05-07 来源：作者：

教师简介：

　姓　名：

孙飞

　职　称：

研究员/博士生导师

　职　务：

　所属系：

金属材料工程系

　邮　箱：

sun@hfut.edu.cn

　主　页：

http://faculty.hfut.edu.cn/sun/

个人简历：

孙飞，男，安徽安庆人，工学博士，研究员，博士生导师，黄山学者优秀青年，安徽省特聘专家，安徽省创新创业领军人才，国家重点研发计划首席青年科学家，日本国立核聚变科学研究所（NIFS）研究代表人，日本原子力学会核聚变工学部会赏奖获得者，中国核学会高级会员、日本原子力学会正会员，科技部、教育部、基金委，安徽省科技厅、广东省科技厅等部门项目评审专家。本科、博士毕业于华中科技大学，曾担任日本静冈大学学术研究员。主要从事核聚变材料、氢同位素行为、等离子体与物质的相互作用、材料计算与模拟等工作。先后主持国家重点研发计划、国家自然科学基金、中日政府间交流合作项目、日本核聚变研究所共同研究项目等10余项，作为共同研究员参与日本、美国、欧盟等国家（地区）国际合作项目30余项。近五年，在Nucl. Fusion, J. Nucl. Mater., Nucl. Mater. Energy, Fusion Eng. Des.等本领域知名期刊上发表高水平学术论文39篇（第一/通讯作者17篇），在国际/国内学术会议上做邀请/口头报告20余次。

聚变能源是人类能源与环境问题的终极解决方案，是推动人类社会发展的根本途径。欢迎大家加入课题组，共同探讨人类的永续能源。更多信息参见课题组主页：http://faculty.hfut.edu.cn/sun/

l 教育简历

2010.09 – 2016.09，华中科技大学，材料加工工程，工学博士

2006.09 – 2010.07，华中科技大学，材料成型及控制工程，工学学士

l 工作简历

2021.05 – 至今，合肥工业大学，材料科学与工程学院，研究员

2018.04 – 2021.04，日本国立静冈大学，理学部放射科学研究中心，学术研究员

2016.10 – 2018.03，华中科技大学，机械科学与工程学院，博士后

主讲课程：

CAD/CAM基础，材料计算与模拟

主要科研领域、方向：

l 科学研究

氢同位素在核聚变堆材料中的行为

面向等离子体部件一体化设计与制造

数值建模、计算方法及仿真软件研发

主持或参与的项目：

[1] 氢同位素交换低温原位去除第一壁表面滞留氚的机制及应用，2022YFE03200400，国家重点研发计划“磁约束核聚变能发展研究专项”，2022.05-2027.04，在研，主持（项目负责人）

[2] 钨表面氦泡层及缺陷对氢同位素迁移滞留行为的耦合影响规律及机制，12105069，国家自然科学基金青年项目，2022.01-2024.12，在研，主持

[3] QUESTでの損傷・堆積分布と水素滞留に及ぼす壁温度・核変換効果等3项，日本国立核聚变科学研究所共同研究课题，NIFS22KUTR175，NIFS22KUHR068，NIFS19KOBF042，2022.04-2023.03，在研，参与

[4] 聚变堆等离子体与壁的相互作用及氚科学，中日政府间科技交流与合作项目，SSP20210709581，2021.10-2021.11，已结题，中方负责人

[5] 高能氦和缺陷对面向等离子体材料中氢同位素滞留行为的协同效应，日本国立核聚变科学研究所联合基金项目（双方向型共同研究课题），NIFS19KUHR054-099，2020.04-2021.03，已结题，主持

[6] 材料内部氦和损伤对钨中氢同位素滞留的影响，日本国立核聚变科学研究所联合基金项目（双方向型共同研究课题），NIFS19KUHR054-100，2019.04-2020.03，已结题，主持

[7] JET-ILW偏滤器瓦片中的氢同位素滞留行为，欧洲核聚变研发创新联盟（EUROfusion Consortium），日本-欧盟国际合作ITE BA项目（ITER Broader Approach Activity）子课题，No.633053，2014.01-2020.12，已结题，参与

[8] DEMO聚变堆面向等离子部件的技术评价，日本文部省-美国国防部PHENIX国际联合研究项目，DE-AC07-05ID14517，2014.04-2019.12，已结题，参与

[9] 等离子体渗透对聚变堆第一壁材料氢同位素行为的影响，日本国立核聚变科学研究所LHD大型仿星器装置共同研究项目，NIFS19KOBF042，2019.04-2020.03，已结题，参与

科研究成果：

l 学术论文

[1] F. Sun, C. Hao, D.Y. Chen, H.S. Zhou*, Y. Oya, J.P. Zhu, J. Tang, H. Zong, L.M. Luo*, Y.C. Wu, Mechanism of hydrogen isotope exchange for tritium removal in plasma-facing materials: a multi-scale investigation , Nuclear Fusion, 64 (2024) 046011.

[2] Y.J. Huang, C. Hao, Q.H. Liu, J.P. Zhu, F. Sun*, Y. Oya, Y.C. Wu, Influence of helium bubbles location on hydrogen isotope retention and exchange behavior in plasma-facing materials: a numerical simulation investigation, Nuclear Materials and Energy, 38 (2024) 101596.

[3] F. Sun*, D.Y. Chen, C. Hao, Y. Oya, J.P. Zhu, D.D. Li, L.M. Luo, Y.C. Wu, Estimation of different calculation models for evaluating heavy ion-induced damage in plasma facing materials, Fusion Engineering and Design, 194 (2023) 113910.

[4] F. Sun*, X.C. Li, L. Zhang, M. Nakata, M. Zhao, T. Wada, S. Yamazaki, A. Koike, Y. Oya, Modeling and simulation for surface helium effect on hydrogen isotopes diffusion and trapping/detrapping behavior in plasma facing materials, Journal of Nuclear Materials, 537 (2020) 152227.

[5] F. Sun*, M. Nakata, S.E. Lee, M. Zhao, T. Wada, S. Yamazaki, A. Koike, S. Kondo, T. Hinoki, M. Hara, Y. Oya, Synergistic effects of high energy helium irradiation and damage introduction at high temperature on hydrogen isotope retention in plasma facing materials, Journal of Nuclear Materials, 533 (2020) 152122.

l 科研获奖

第17回日本原子力学会核聚变工学部会赏奖

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