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石秀强

作品数:44 被引量:93H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

  • 33篇期刊文章
  • 7篇专利
  • 3篇会议论文
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领域

  • 19篇金属学及工艺
  • 8篇核科学技术
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  • 1篇石油与天然气...
  • 1篇环境科学与工...
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主题

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  • 5篇电站
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  • 5篇核电站
  • 5篇690合金
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  • 5篇不锈钢
  • 4篇核电厂
  • 4篇反应堆
  • 4篇XPS分析
  • 3篇电厂
  • 3篇电化学
  • 3篇压力管
  • 3篇涂层
  • 3篇裂纹扩展速率

机构

  • 44篇上海核工程研...
  • 19篇上海交通大学
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  • 2篇中国科学院金...
  • 1篇南京大学
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  • 1篇中国科学技术...
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作者

  • 44篇石秀强
  • 18篇孟凡江
  • 17篇张乐福
  • 15篇刘晓强
  • 12篇鲍一晨
  • 12篇徐雪莲
  • 9篇段振刚
  • 6篇王力
  • 6篇龚嶷
  • 5篇徐雪莲
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传媒

  • 11篇腐蚀与防护
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  • 2篇腐蚀科学与防...
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  • 1篇工程塑料应用
  • 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

  • 5篇2025
  • 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
44 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
重水堆压力管延迟氢化物开裂应力强度因子门槛值测试方法研究
2025年
在重水堆高温、高压、高辐照运行工况下,压力管材料性能会逐渐发生老化劣化,尤其当锆合金吸收冷却剂中的氘/氢后,其易发生延迟氢化物开裂(DHC)从而威胁压力管的边界完整性。根据加拿大标准CSA N285.8的要求,需要对DHC的应力强度因子门槛值K_(IH)进行评估。针对这一评估需求,对压力管K_(IH)的测试方法进行了研究。使用紧凑拉伸试样进行K_(IH)的测定,测定前使用电化学方法对试样预充氢约180 mg/kg,并分别在250、180、150和120℃下测定了其K_(IH)值。测试结果表明,在150~250℃之间使用降K法能够较准确地测定压力管锆合金材料的K_(IH)值,且其对测试温度无明显的依赖性。
鲍一晨石秀强孟凡江潘春婷明洪亮
关键词:压力管重水堆
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:11
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
反应堆冷却剂丧失事故后溶解沉淀过程及其热力学分析
2025年
采用自主搭建的试验系统模拟核电厂事故后安全壳地坑化学效应,对事故后安全壳内材料溶解与沉淀行为开展试验研究。研究了七种材料在不同温度(75~145℃)硼酸溶液中(pH4)的溶解释放行为,以及喷淋系统喷出氢氧化钠(pH8,pH12)时不同温度下材料的溶解释放行为,确定了代表性元素Al、Zn、Fe和Ca的溶解浓度与时间、pH和温度之间的关系。采用三种不同沉淀方法研究了冷却剂丧失事故(LOCA)情景下可能会形成的沉淀物。基于试验结果,通过热力学计算阐明了事故后模拟环境中会发生的化学反应。
庄文华鲍一晨陈志刚石秀强刘晓强张乐福
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