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石秀强

作品数:30 被引量:81H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理学更多>>

文献类型

  • 26篇期刊文章
  • 3篇会议论文
  • 1篇科技成果

领域

  • 14篇金属学及工艺
  • 8篇核科学技术
  • 4篇电气工程
  • 3篇理学
  • 2篇化学工程
  • 2篇动力工程及工...
  • 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
  • 8篇一回路
  • 7篇氧化膜
  • 7篇核电
  • 6篇合金
  • 5篇690合金
  • 5篇不锈
  • 5篇不锈钢
  • 4篇电站
  • 4篇核电厂
  • 4篇核电站
  • 4篇XPS分析
  • 3篇电厂
  • 3篇电化学
  • 3篇应力腐蚀
  • 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

  • 30篇上海核工程研...
  • 16篇上海交通大学
  • 1篇南京大学
  • 1篇西安交通大学
  • 1篇中国核动力研...
  • 1篇中国寰球工程...

作者

  • 30篇石秀强
  • 16篇张乐福
  • 12篇徐雪莲
  • 9篇孟凡江
  • 9篇段振刚
  • 6篇王力
  • 5篇刘晓强
  • 4篇鲍一晨
  • 4篇朱隽
  • 4篇徐雪莲
  • 3篇陈凯
  • 3篇窦一康
  • 3篇龚嶷
  • 2篇丁亚平
  • 2篇姜苏青
  • 1篇王雷明
  • 1篇张翟
  • 1篇夏元复
  • 1篇朱小明
  • 1篇胡华四

传媒

  • 9篇腐蚀与防护
  • 3篇中国腐蚀与防...
  • 2篇上海交通大学...
  • 2篇核动力工程
  • 2篇核科学与工程
  • 2篇腐蚀科学与防...
  • 2篇2009全国...
  • 1篇稀有金属材料...
  • 1篇涂料工业
  • 1篇理化检验(物...
  • 1篇核电工程与技...
  • 1篇核安全
  • 1篇工程科学学报

年份

  • 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
30 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:11
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
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
压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理被引量:10
2016年
概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。
徐雪莲龚嶷刘晓强鲍一晨石秀强孟凡江
关键词:压水堆老化管理
690合金的高温电化学性能被引量:1
2017年
采用开路电位监测、电化学阻抗谱、动电位极化曲线测量和热力学分析等方法,研究690合金在模拟压水堆二次侧高温高压碱性水环境中(氨水调节pH_(@25℃)=9.5)的电化学性能。结果表明:在不同温度下(50,100,150,200,250和285℃)的氨水溶液中浸泡20 h后,690合金的开路电位都已到达较稳定状态,表面有双层氧化膜生成。随着温度的升高,外层氧化膜阻值先减小后增加,内层氧化膜阻值逐渐减小,而总的氧化膜保护性逐渐降低。再结合实验温度下溶液pH@T的降低,导致690合金的开路电位下降,由极化曲线获得的腐蚀电流密度和维钝电流密度增加。
陆辉汪家梅张乐福孟凡江石秀强
关键词:690合金开路电位交流阻抗谱动电位极化热力学分析
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
奥氏体不锈钢在含锌PWR一回路水中的均匀腐蚀行为被引量:2
2014年
通过模拟压水堆一回路水环境,对304和316L两种不锈钢进行了在含锌10μg/kg,320℃高温溶液中浸泡1 000h的腐蚀试验,并对试验后的试样氧化膜进行SEM和XPS分析。结果表明,304不锈钢的腐蚀增重率高于316L,且其氧化膜较316L疏松;两种试样均形成了富铁、锌内富铬的氧化膜;外层氧化膜以(Zn,Fe,Ni)(Fe,Cr)2O4为主,内层以ZnCr2O4为主,氧化膜与基体过渡层以Cr2O3为主。
段振刚沈朝张乐福王力徐雪莲石秀强
关键词:压水堆XPS分析
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