郑明杰，女，1981年9月生，山东人，香港中文大学物理学博士。中国科学院核能安全技术研究所研究员，中科院“百人计划”，博士生导师。 2003年-2006年于北京大学物理学院获硕士学位，2006年-2009年于香港中文大学获物理博士学位，2010年-2014年在威斯康星大学-麦迪逊分校从事博士后研究，2014年进入中国科学院核能安全技术研究所工作。作为主要骨干主持或参与CASL等美国能源部项目三项，并作为骨干科研人员申报并获批国家高技术研究发展计划（863计划）“核反应堆关键材料性能优化高性能数值模拟软件研发”，负责项目中“RPV辐照脆化趋势预测应用示范”子课题。已在Phys. Rev. Lett., Phys. Rev. B, J. Nucl. Mater.等杂志上发表论文40余篇，在重要国际、国内会议作邀请报告10余次，并协助组织美国TMS会议材料辐照效应分会。是中国材料研究学会（CMRS）会员、美国材料研究学会（MRS）会员、矿物/金属/材料学会（TMS）会员、物理学会（APS）会员，担任了首届世界能源材料大会核能材料论坛分会主席。获第13届中日核材料会议（CJS-13）“杰出青年学者奖”。

中文名：郑明杰

国籍：中国

出生日期：1981年9月

毕业院校：香港中文大学

出生地：山东

主持了国家自然科学基金联合基金重点项目、面上项目、中国科学院国际伙伴计划“全球共性挑战专项”等项目多项。设计制备了新型低活化钢和多主元合金；建立先进核能材料设计与性能评价平台，实现了先进核能系统结构材料的辐照损伤行为预测并评估其安全服役寿命；分析了结构材料的耐高温、抗辐照、耐液态金属腐蚀机理，并指明材料优化设计的方向。代表性项目：

国家基金联合基金重点项目“基于机器学习的燃料包壳合金铅铋腐蚀机理研究与优化设计”；

中科院国际伙伴计划全球共性挑战专项“从试错走向设计—基于晶格畸变调控的抗辐照高熵合金设计研发”；

国家基金面上项目“低活化钢中子辐照肿胀的能谱效应及嬗变气体影响机制研究”；

国家基金重点项目“辐照条件下纯金属及其合金材料的力学性能研究”；

863计划“核反应堆关键材料性能优化高性能数值模拟软件研发”。

近年代表性论文：

A property-oriented design strategy of high-strength ductile RAFM steels based on machine learning, Mater. Sci. Eng. A, 840, 142891 (2022).

First principles study on the dissolution corrosion behavior of RAFM steel in the liquid PbLi, J. Nucl. Mater., 563, 153634 (2022).

Predicting the irradiation swelling of austenitic and Ferritic/Martensitic steels, based on the coupled model of machine learning and rate theory, Metals, 12, 651 (2022).

A quick screening approach for design of multi-principal element alloy with solid solution phase, Mater. Design. 179, 107882 (2019).

Interactions between alloy elements and oxygen at the steel–liquid LBE interface determined from first-principles molecular dynamics simulations, Phys. Chem. Chem. Phys. 21 25735-25742(2019).

Phase transformations in reduced-activation duplex alloy Fe52Mn30Cr18 under isothermal heat treatment, Fusion Eng. Des. 147, 111249 (2019).

Large relrod extension induced by lattice distortion in high entropy alloy, Mater. Res. Express 6, 066558 (2019).

The influence of crystal orientation on corrosion behavior of iron in liquid PbLi, J. Nucl. Mater. 509, 212-217 (2018).

Molecular dynamics study on threshold displacement energies in Fe-Cr alloys, Nucl. Instrum. Methods Phys. Res., Sect. B 419, 1-7 (2018).

Continuum model for hydrogen pickup in zirconium alloys of LWR fuel cladding, J. Appl. Phys. 121, 13 5101 (2017).

Ab initio prediction of threshold displacement energies in ZrC, J. Nucl. Mater. 471, 214-219 (2016).

Defect kinetics and resistance to amorphization in zirconium carbide, J. Nucl. Mater. 457, 343 (2015).

Experimental and ab initio study of enhanced resistance to amorphization of nanocrystalline silicon carbide under electron irradiation, J. Nucl. Mater. 445, 181 (2014).

Amorphization driven by defect-induced mechanical instability, Phys. Rev. Lett. 111, 155501 (2013).

Energy barriers for point defect reactions in 3C silicon carbide, Phys. Rev. B 88, 054105 (2013).