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石秀强

作品数:39 被引量:90H指数:5
供职机构:上海核工程研究设计院更多>>
发文基金:大型先进压水堆核电站重大专项国家科技重大专项国家重点实验室开放基金更多>>
相关领域:金属学及工艺核科学技术电气工程化学工程更多>>

文献类型

  • 30篇期刊文章
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  • 3篇会议论文
  • 1篇科技成果

领域

  • 16篇金属学及工艺
  • 8篇核科学技术
  • 6篇电气工程
  • 4篇化学工程
  • 3篇理学
  • 2篇动力工程及工...
  • 1篇自动化与计算...
  • 1篇环境科学与工...
  • 1篇一般工业技术

主题

  • 12篇压水堆
  • 12篇水堆
  • 10篇核电
  • 8篇一回路
  • 7篇氧化膜
  • 6篇合金
  • 5篇电站
  • 5篇应力腐蚀
  • 5篇核电站
  • 5篇690合金
  • 5篇不锈
  • 5篇不锈钢
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  • 4篇XPS分析
  • 3篇电厂
  • 3篇电化学
  • 3篇涂层
  • 3篇裂纹扩展速率
  • 3篇扩展速率
  • 3篇二回路

机构

  • 39篇上海核工程研...
  • 18篇上海交通大学
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  • 1篇四川大学
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  • 1篇中国核动力研...
  • 1篇中国寰球工程...
  • 1篇上海仪器仪表...
  • 1篇深圳市沃尔核...

作者

  • 39篇石秀强
  • 16篇张乐福
  • 15篇孟凡江
  • 12篇刘晓强
  • 12篇徐雪莲
  • 9篇段振刚
  • 7篇鲍一晨
  • 6篇王力
  • 6篇龚嶷
  • 5篇徐雪莲
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传媒

  • 10篇腐蚀与防护
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  • 1篇涂料工业
  • 1篇核电工程与技...
  • 1篇核安全
  • 1篇工程科学学报

年份

  • 9篇2024
  • 1篇2022
  • 4篇2017
  • 5篇2016
  • 4篇2015
  • 8篇2014
  • 1篇2013
  • 2篇2012
  • 2篇2009
  • 1篇2005
  • 1篇2004
  • 1篇2001
39 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
PWR水环境中Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响
2014年
在315℃的模拟压水堆一回路水环境下,针对316和304奥氏体不锈钢及690合金等压水堆核电站主设备材料,通过将在含Co的高温溶液中浸泡形成的氧化膜试样再放入含Zn溶液中进行腐蚀实验,研究了Zn对Co在氧化膜中沉积行为的影响。结果表明,Co的沉积使氧化膜形貌发生了变化,Zn对沉积在氧化膜中的Co有置换作用。
段振刚张乐福姜苏青石秀强徐雪莲
关键词:压水堆CO氧化膜
注锌对316L奥氏体不锈钢氧化膜成分的影响被引量:2
2014年
通过模拟压水堆一回路水环境,对316L奥氏体不锈钢在320℃含锌10μg/kg的高温溶液中进行了1000 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了XPS分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了化学成分为(Zn,Fe,Ni)(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜,随着腐蚀时间的增加,氧化膜中的富Cr区由内层扩展至整个氧化膜。
段振刚张乐福王力徐雪莲石秀强
关键词:压水堆氧化膜
非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析被引量:14
2015年
安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。
刘晓强徐雪莲孟凡江石秀强
关键词:涂层无机锌安全壳
数据管理方法、系统、设备及存储介质
本发明提供了一种数据管理方法、系统、设备及存储介质,涉及数据处理领域。本发明利用元数据概念管理数据,通过数据库纵表和横表的方式解决在数据录入和管理过程中,增加新类型组件,扩展已有组件类型的相关属性等灵活性问题,避免了组件...
杨晓蕾孟凡江鲍一晨石秀强刘晓强
一种管件应力腐蚀试验装置及方法
一种管件应力腐蚀试验装置,包括旋转加载机构,旋转加载机构包括转轴和多个加载臂,加载臂一端连接于转轴,其中至少部分加载臂能够绕转轴旋转以提供加载载荷,相邻的加载臂之间设置有用于安装试验管件的加载位。通过该试验装置,能够方便...
鲍一晨孟凡江杨义忠曹昱澎杨晓蕾石秀强刘晓强李荣博
核电电缆聚合物材料的β辐照效应
2024年
聚合物材料广泛应用于核电电缆中,对3种核电电缆聚合物材料进行不同吸收剂量、剂量率和辐照温度条件下的β辐照试验,研究了材料力学性能和电气性能的变化规律。结果表明:在经历β辐照后,材料的断后伸长率和体积电阻率一般同时减小,但在高温辐照后体积电阻率反而增大。研究成果为核电电缆的合格鉴定试验和设计选材提供了数据支持,并为理解电缆聚合物材料的辐照老化行为提供了参考。
帅明坤刘雨林刘磊张定雄晁侃龚嶷石秀强
关键词:剂量率温度
核电站用橡胶软管老化评估方法
2024年
橡胶软管具有优异的耐高温、耐高压、耐辐射和耐腐蚀等性能,可以用于介质输送、能量传递和安全防护等,在核电站中发挥着重要作用。重点分析了核电站橡胶软管的材料选择、分类构造、性能要求,探讨了软管在极端环境下的失效机制及老化评估方法。研究结果为橡胶软管提供了详实的参考资料,从而推动核电站用橡胶软管的国产化进程,确保核电站的安全、高效运行。
刘雨林帅明坤龚嶷李荣博夏栓刘晓强石秀强
关键词:核电站橡胶软管
直流电压降法应力腐蚀裂纹扩展速率在线测定试验系统被引量:10
2014年
介绍了应用直流电压降方法(DCPD)在线测量高温高压水环境中不锈钢应力腐蚀裂纹扩展的原理与试验系统,并采用商用301不锈钢对试验方法的准确性与系统的可靠性进行了验证。试验系统包括水化学回路、加热控制系统、动态加载系统与数据采集系统。在320℃,15.5MPa的去离子水中通过改变溶解氧含量和添加SO42-,Cl-等条件下完成了验证性试验。对材料的裂纹长度-时间曲线和断口形貌分析表明,该试验系统能够稳定而准确地在线测量应力腐蚀裂纹扩展速率。
杜东海余论陈凯张乐福石秀强
关键词:应力腐蚀裂纹裂纹扩展速率
蒸汽发生器管690TT合金的点蚀性能被引量:3
2016年
通过化学浸泡试验、动电位极化曲线的测量并结合扫描电镜(SEM)对经特殊热处理的690合金(690TT)点蚀形貌的观察,研究探讨了两种国产690TT合金在室温下的点蚀性能;并根据ASTM G48A与ASTM G61两种标准对690TT合金抗点蚀性能评估进行了比较。结果表明:两种国产690TT合金中,合金B的抗点蚀性能显著优于合金A的。ASTM G48A对690TT合金进行点蚀试验的最佳试验参数为50℃/3h,所得相应数据结果可靠;由于缝隙腐蚀等原因使ASTM G61对690TT合金管的点蚀电位测量稳定性不佳,可重复性较差。
汪家梅杨晨张乐福孟凡江石秀强
关键词:点蚀电化学
一种基于混合传导模型的一回路结构材料腐蚀-活化-迁移模型及其应用被引量:2
2017年
为了定量分析反应堆冷却剂加锌工艺对一回路系统堆芯外放射性水平的影响,本文结合描述材料微观腐蚀过程的混合传导模型(MCM)和描述腐蚀产物活化、迁移及沉积的宏观输运模型,形成了能够系统性描述一回路结构材料腐蚀-活化-迁移的联合模型,并通过遗传算法分析及文献调研确定模型各主要参数。经校验表明该模型能够有效计算正常运行工况下一回路中结构材料的均匀腐蚀程度,同时也能给出结构材料表面沉积层的放射性活度分布。使用该模型对加锌前后系统内不同分区的活度分别进行了计算,结果表明加锌工艺能显著降低一回路堆芯外放射性水平。
鲍一晨石秀强胡华四贾佳莫舒然
关键词:迁移放射性活度
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