陈红宇
- 作品数：13 被引量：103H指数：6
- 供职机构：中国第二重型机械集团公司更多>>
- 发文基金：国家高技术研究发展计划更多>>
- 相关领域：金属学及工艺一般工业技术理学电气工程更多>>
- 第三代AP1000核电主管道的研制被引量：26
- 2011年
- 根据AP1000主管道热段的结构特点、技术难点和316LN超低碳奥氏体不锈钢的材料特性,中国二重在超大型不锈钢钢锭冶炼和浇注、大型不锈钢毛坯锻造、大直径小弯曲半径管道弯曲成型、不锈钢大直径旁通管嘴相贯线机加工和大直径不锈钢管道热处理等领域开展了重点攻关,在国际上率先研制成功AP1000主管道热段试制件,其技术指标达到国际领先水平,并形成了多项具有自主知识产权的专有技术。
- 宋树康刘志颖郑建能邓林涛陈红宇
- AP1000锻造主管道制造技术进展被引量：10
- 2013年
- 阐述了AP1000主管道的技术要求和特点,介绍了AP1000主管道的制造技术思路及进展。
- 陈红宇宋树康杜军毅
- 关键词：冶炼锻造
- 高效空气电极的制备被引量：5
- 2004年
- 空气极是整个空气电池中的关键所在 ,空气极的性能受着防水层的性能、催化层的性能、制备工艺等多种因素的影响 .本实验对比了不同含量的聚四氟乙烯、活性碳颗粒等做成的防水层的特性及不同的催化剂 (银粉、La -Ca -Co -O等催化剂 )做成的催化层的特性 .用电化学工作站研究了空气电极的析氧和氧还原特性 ,认为用碳酸氢铵为造孔剂。
- 杨勇彪马全宝张正富郭富强陈红宇
- 关键词：催化层空气电极锌-空气电池
- SA508-3钢平衡相转变的热力学计算和分析被引量：14
- 2007年
- 采用Thermo-Calc热力学软件计算了SA508-3钢(％:0．19C、0．01-0．22Si、1．40-1．58Mn、0．65- 0．76Ni、0．50-0．55Mo)的析出相、析出温度和各相的含量,并研究了Si和Mn-Ni-Mo含量对该钢析出相的影响。计算结果表明,SA508-3钢平衡态的析出相主要为合金渗碳体、M7C3及Mo的碳化物。Si含量变化对钢中各相析出温度和析出量无显著影响。随Mo含量降低,钢中脆性相析出减少,但对合金渗碳体析出无显著影响。SA508-3钢最佳回火温度为643-678℃。
- 陈红宇刘正东林肇杰周芸
- 关键词：析出相热力学计算
- 508-3钢特厚超大锻件淬火冷却实验研究
- 本文采用实验方法模拟研究了厚度达700mm 的508-3钢特厚大锻件的表面、1/4T 和1/2T（T 为最大截面处的厚度） 处的冷却过程及对应的组织与性能变化。对应于大锻件表面、1/4T 和1/2T 处的淬火冷速分别设为...
- 刘正东林肇杰陈红宇张文辉刘恩清
- 关键词：大锻件
- 文献传递
- AP1000主管道冷段弯管回弹量的理论计算被引量：1
- 2013年
- 为满足AP1000主管道冷段弯管所要求的尺寸精度,根据316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢的材料特性,结合AP1000主管道冷段弯管的尺寸参数,通过塑性弯曲理论计算确定冷段弯管纯弯曲时的弯曲力矩、回弹角和半径回弹补偿量,为AP1000主管道冷段弯管成型模具设计提供参考。
- 陈红宇宋树康杜军毅
- 关键词：回弹量
- CAP1400主管道整体锻造成形和晶粒度控制研究被引量：6
- 2017年
- 在分析CAP1400主管道制造难点的基础上,提出一种主管道热段A弯管管坯整体锻造成形和晶粒度控制的方法,取得了较好的效果。
- 余江山石玉萍陈红宇司晨亮
- 关键词：主管道锻造工艺
- 复合氧化物La_(0.6)Ca_(0.4)CoO_3的合成及对氧还原的电催化活性被引量：1
- 2005年
- 采用溶胶凝胶法,结合高温焙烧和微波焙烧分别合成了La0.6Ca0.4CoO3复合氧化物.凝胶的DSC和TGA分析表明:复合氧化物粉体在680℃左右相转变基本完成.然后以此为依据,对200℃凝胶焙烧的粉体作了X-ray相分析,表明粉体以金属氧化物和金属单质的形式存在,没有钙钛矿相形成;对700℃、800℃和900℃高温炉焙烧粉体分别做了X-ray相详细分析,结果表明焙烧温度越高,结晶程度越好.又对比了三组微波焙烧所得的粉体和800℃高温炉焙烧粉体的X-ray相,微波焙烧所得粉体也为钙钛矿结构,但与高温焙烧所得粉体相比,结晶程度还不够完整.线性扫描伏安测试表明,用溶胶凝胶法制备的La0.6Ca0.4CoO3电极,在碱性溶液中具有良好的氧还原活性.并且,通过合适的微波焙烧工艺合成的粉体的电催化活性要比高温焙烧所得粉体的催化活性高.
- 马全宝张正富陈红宇欧阳鹏徐明丽陈庆华
- 关键词：电催化溶胶凝胶法
- RCC-MM140评定在我国核电大型锻件制造过程中的适用性被引量：1
- 2013年
- 分析影响核电大型锻件质量稳定性的关键因素,比较中法核电设备制造工业基础、技术基础,对RCC-M M140评定在我国核电大型锻件制造过程中的适用性进行了探讨,提出构建中国核电标准体系时应结合我国工业基础和技术基础对评定进行合理规定的建议。
- 陈红宇贾新胜杜军毅
- 核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析被引量：24
- 2008年
- 从化学成分、力学性能、热力学平衡相转变、焊接性、淬透性和堆焊层裂纹敏感性等方面比较了核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢,分析了合金元素对钢的力学性能、热力学平衡态析出相、碳当量(Ceq)、淬透指数(Df)和堆焊层裂纹敏感系数(PSR)的影响,为SA508不同级别钢冶炼时实控化学成分的选择和进一步认识SA508系列钢提供了参考。
- 陈红宇杜军毅邓林涛宋青坪
- 关键词：核反应堆压力容器锻件合金元素
