丁亚平
- 作品数：15 被引量：34H指数：4
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金江苏省自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺电气工程理学更多>>
- 用XPS分析喷丸处理后800合金在强碱溶液中的腐蚀产物被引量：5
- 2004年
- 对不同喷丸工艺的铁镍基 80 0合金在 30 0℃、5 0 %NaOH溶液中的应力腐蚀行为进行了比较 ,研究了喷丸改善应力腐蚀的原因 .用AES、XPS等测量手段分析了腐蚀 30 0 0h仍未发生应力开裂的样品表面生成的多层惰性膜的化学成分及价态组成 ,并探讨了苛性碱中多层腐蚀膜生成的原因 .
- 朱小明黄红波林俊夏元复丁亚平徐雪莲
- 关键词：喷丸应力腐蚀
- 国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究被引量：8
- 2001年
- 对广泛用于压水堆核电厂压力容器材料的国产 5 0 8 3低合金钢进行了模拟压水堆一回路介质条件下的腐蚀疲劳试验及辐照条件下材料及其焊接接头的冲击性能试验 ,研究了高温高压水和辐照的反应堆环境对材料特殊力学性能的影响。试验结果表明 ,高温水环境对国产 5 0 8 3钢的低周疲劳性能有影响 ,但不明显 ;中子辐照引起 5 0 8 3钢脆性加剧 ,但分析表明 。
- 陆斌丁亚平
- 关键词：低周疲劳低合金钢
- 秦山、PC核电厂防断支承组件力学与材料分析研究综述
- 秦山、PC300 MW核电厂反应堆堆内构件防断支随组件在改进后进行了有关的力学分析试验研究.结果表明,原结构损坏的主要原因是下部某些联接螺钉防松焊接头失败与部分螺栓抗疲劳强度较弱,在长期水流作用下,使部分螺栓松动脱落,结...
- 姚伟达谢永诚张明施国麟杨仁安梁星筠陈仁金昌丁亚平宁冬姜南燕朱丽兵秦承军
- 关键词：核电厂
- 文献传递
- 碳钢材料在573K水介质和空气中疲劳性能的研究
- 2004年
- 研究了国产碳钢材料在573K、溶解氧浓度5μg/kg至8mg/kg的水介质和573K空气中的疲劳性能。疲劳试验是在应变控制模式下进行,试验条件是三角波形、应变速率1×10-3s-1以及总应变0.5%～2.4%。试验后用扫描电镜观察试样断面。试验结果表明,在溶解氧浓度大的情况下,溶解氧浓度对试样的疲劳寿命有明显的影响;溶解氧浓度越大,试样断面上的二次裂纹越多。此外,所有试验数据都分布在ASME设计疲劳曲线之上,高温水介质对碳钢材料的疲劳性能有很大的影响。
- 石秀强丁亚平
- 关键词：高温
- 喷丸改善800合金传热管在高温苛性碱溶液中的应力腐蚀性能的研究被引量：4
- 1996年
- 核反应堆蒸汽发生器的传热管,在高温苛性碱溶液中容易发生应力腐蚀。本文用玻璃丸对800合金传热管进行喷丸,明显地改善了它在高温苛性碱溶液中的应力腐蚀性能。经测定,喷丸工艺在800合金传热管表面产生大的压应力,即捷在300℃曝露144h后,喷丸层仍能保持较大压应力。本文还测定了喷丸层的压应力、硬度及衍射线半高宽随层深的变化。
- 戈大钫郑经纮丁亚平徐雪莲
- 关键词：合金应力腐蚀喷丸传热管反应堆
- 氧含量对碳钢TU48在高温水中的低周疲劳寿命和表面腐蚀产物状态的影响被引量：2
- 2005年
- 对TU48碳钢在不同溶解氧浓度的水溶液中进行了低周腐蚀疲劳,结合俄歇电子能谱(AES)和M ssbauer谱分析其表面的腐蚀产物.结果表明,随着水中溶解氧含量的增加,碳钢的腐蚀疲劳断裂时间变短,碳钢表面形成的腐蚀产物的成分也有很大的变化,Fe3O4减少,而γ-Fe2O3含量增多;在含氧量很低的条件下,腐蚀还生成α-Fe2O3和铁的氢氧化物.
- 王雷明钟义兵朱小明夏元复石秀强丁亚平徐雪莲
- 关键词：穆斯堡尔谱学俄歇电子能谱碳钢氧化膜
- OCr13Ni4Mo变形态、铸态及焊缝腐蚀性能试验
- 1992年
- 试验结果表明,0Cr13Ni4Mo马氏体钢,其铸态、变形态、铸态焊肉,以及ENiCrFe-3B焊缝、0Cr18Ni11Nb材料,在310℃、10MPa的PWR一回路水中静态条件下它们的均匀腐蚀速率分别为4.71,6.86,5.79,1.92和0.82m/d·m,具有优越于Cr13的抗均匀腐蚀性能,满足堆用材料抗腐蚀性能要求(小于10m/d·m)。
- 丁亚平田柏园徐雪莲
- 关键词：马氏体不锈钢
- Ｆ３１６（Ｔｉ）在模拟反应堆环境中的低周疲劳性能初步研究
- 丁亚平杨武
- 关键词：压水堆奥氏体不锈钢
- 压水堆核电厂长寿命化的腐蚀损伤问题被引量：5
- 2001年
- 对压水堆核电厂运行过程中发生的设备老化或降级问题及其原因进行调查、分析 ,提出了核电厂长寿命化的若干关键问题。分析表明 ,中子辐照脆化、腐蚀损伤、疲劳及磨损引起核电厂不可更换部件及更换困难部件的老化、降级是制约或极大程度影响电厂寿命的关键问题。
- 丁亚平徐雪莲
- 关键词：压水堆核电厂
- 轻水堆核电站腐蚀损伤及其对策被引量：10
- 1991年
- 本文以世界各国轻水堆所遇到的腐蚀损伤事例为中心,叙述产生这些损伤的原因和防止对策及其今后研究课题。文章指出,轻水堆环境中金属材料的腐蚀损伤发生在材料和作为冷却剂的高温高压水或水蒸汽相接触的部位,主要是BWR—次冷却系统不锈钢管的SCC,PWR蒸汽发生器镍基合金传热管的SCC、耗蚀、凹陷、晶间腐蚀,碳钢给水管的腐蚀疲劳,锆合金燃料包壳管的结节状腐蚀,PCI和控制棒导向管销钉的SCC。文章同时指出了解决这些腐蚀损伤的对策, 文章最后指出,长寿命技术开发,定量掌握轻水堆结构材料的损伤恶化程度,确立正确评价剩余寿命的技术是今后研究的重要课题。
- 石原只雄丁亚平
- 关键词：轻水堆核电站
