刘皓东，男，1991年生，聚变堆材料及部件研究室博士后，电子邮箱liuhd@ipp.ac.cn。
教育背景
2010-09至2014-06
华中科技大学，材料科学与工程专业，工学学士，2014届“优秀毕业生”。
2014-09至2019-06
中国科学技术大学，材料物理与化学专业，工学博士，2019届“优秀毕业生”。
2019-07至今
中科院等离子体物理研究所，博士后。
研究方向：等离子体与材料相互作用，氢同位素在聚变堆材料及部件中输运行为。
发表文章
[1] H.-D. Liu, H.-S. Zhou, M.-Z. Zhao, J. Wu, Y.-P. Xu, J. Wang, Y.-C. Zhang, N.-b. Sun, F. Ding, Q. Xu, G.-N. Luo, A Study on Deuterium Retention Behavior of Plasma-Facing Materials for EAST, IEEE T. Plasma. Sci. 46(6) (2018) 2198-2202.
[2] H.-D. Liu, H.-S. Zhou, Y.-P. Xu, Y.-M. Lyu, L. Wang, F. Ding, G.-N. Luo, Deuterium plasma driven permeation behavior in a Chinese reduced activation martensitic/ferritic steel CLF-1, J. Nucl. Mater. 514 (2019) 109-113.
[3] H.-D. Liu, H.-S. Zhou, L. Wang, Y.-P. Xu, F. Liu, F. Ding, G.-N. Luo, Low energy deuterium plasma driven permeation through tungsten, Fusion Eng. Des. 148 (2019) 111267.
[4] H.-D. Liu, H.-S. Zhou, S.-X. Zhao, L. Wang, R. Wei, G.-N. Luo, The major trap sites of deuterium in CuCrZr alloy, Nuclear Materials and Energy, 23 (2020) 100755.
[5] H.-S. Zhou, H.-D. Liu, L. Wang, X. Yang, Y. Oya, M.-Z. Zhao, T. Tanabe, Y.-P. Xu, X.-G. Yuan, B. Li, F. Ding, G.-N. Luo, A tritium permeation ‘short cut’ for plasma-facing components of fusion reactors, Nucl. Fusion 59(1) (2019) 014003.
[6] H.-S. Zhou, H.-D. Liu, Z.-Q. An, B. Li, Y.-P. Xu, F. Liu, M.-Z. Zhao, Q. Xu, F. Ding, G.-N. Luo, Deuterium permeation and retention in copper alloys, J. Nucl. Mater. 493 (2017) 398-403.
参与科研项目
[1] 国际热核聚变实验堆（ITER）计划专项课题，“等离子体包层第一壁及偏滤器中氚驻留量评估技术研究”。
[2] 中国科学院合肥大科学中心技术研发项目，“聚变装置面向等离子体材料中氢同位素渗透滞留实验平台”。
[3] 国家自然科学基金青年科学基金，“聚变堆壁表面条件对氢同位素在第一壁中的等离子体驱动渗透行为的影响”。
[4] 国家自然科学基金青年科学基金，“辐照损伤对钨中氢同位素等离子体驱动渗透行为的影响研究”。
[5] 中科院等离子体物理所科学基金，“EAST中钨材料的氢同位素等离子体驱动渗透行为研究”。