刘晓强
- 作品数：20 被引量：25H指数：2
- 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更多>>
- 相关领域：金属学及工艺化学工程一般工业技术核科学技术更多>>
- 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
- Buffing工艺对690合金传热管腐蚀性能的影响研究
- 2015年
- 为研究第三代核电站蒸汽发生器用690合金传热管的加工工艺稳定性和腐蚀性能．利用动电位再活化（EPR）晶间腐蚀和点腐蚀研究方法，对四种不同表面Buffing状态的690合金传热管的晶间腐蚀和点腐蚀性能进行了分析。试验结果表明．Buffing处可明显改善传热管外表面的晶间腐蚀和点腐蚀性能，未Buffing或未均匀Buffing的传热管外表面抗晶间腐蚀和点腐蚀性能略差。这为工程化的传热管采用Buffing工艺提供重要依据。同时，EPR和点腐蚀试验方法对690合金传热管的外表面Buffing状态敏感，结合这两种方法，可快速检测工程应用的传热管外表面加工工艺稳定性。
- 孟凡江刘晓强徐雪莲
- 关键词：晶间腐蚀去应力退火
- 基于直流电压降法的传热管疲劳裂纹扩展速率测量
- 2015年
- 介绍了基于直流电压降法测量蒸汽发生器传热管690合金轴向疲劳裂纹扩展速率的销加载拉伸方法.该方法与其他方法相比较,可以直接采用原始管状材料,在线连续测量管状试样在不同应力强度因子下的疲劳裂纹扩展.通过对标准紧凑拉伸试样的类比分析,建立传热管试样的销加载拉伸模型,并对该模型进行电学和力学有限元模拟分析,确定直流电压降数据采集方法.验证试验采用核电蒸汽发生器用690合金传热管,分别研究了室温和高温325℃空气中载荷和温度对材料疲劳裂纹扩展速率的影响,试验结果采用Paris-Erdogan公式进行拟合,吻合度较好.扫描电镜下观察端口形貌,疲劳裂纹的扩展为穿晶形式,在穿晶断口上观察到明显的疲劳辉纹和微塑性区.
- 陈凯杜东海张乐福徐雪莲石秀强孟凡江鲍一晨刘晓强
- 关键词：薄壁管裂纹扩展速率
- 一种双组分或多组分高粘度复合材料的无泡挤压填充系统及其方法
- 本发明涉及复合材料加工技术领域，具体涉及一种双组分或多组分高粘度复合材料的无泡挤压填充系统及方法。无泡挤压填充系统包括混合缸体、密封盖和活塞组件；混合缸体用于放置复合材料；密封盖上设置搅拌装置和第一真空抽取管；活塞组件上...
- 刘晓强邓志华廖家麒刘永骏邓建国杨晓蕾翁晨阳李荣博李传毅石秀强张振雨
- 核电新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料寿命预测
- 2024年
- 核电新燃料运输容器长期服役寿命主要受限于填充在壳体中起防震和隔热作用且不可更换的硬质聚氨酯泡沫材料。为评估填充在新燃料运输容器中的硬质聚氨酯泡沫材料的老化寿命,分别在不同温度条件下对硬质聚氨酯泡沫材料进行加速热氧老化试验,定期监测其压缩性能、颜色及微观形貌变化规律,分析其热氧老化行为。根据聚氨酯泡沫材料在不同温度下的压缩强度变化规律,获得聚氨酯泡沫材料在不同温度条件下的老化失效时间,采用阿伦尼乌斯方程外推法预测其在实际服役温度条件下的老化寿命。结果表明,聚氨酯泡沫材料适宜的热氧老化试验温度区间为100~120℃。经微观形貌观察,新燃料运输容器聚氨酯泡沫填充材料在热氧老化试验期间发生泡孔塌陷和泡孔壁破裂的现象,导致压缩强度下降。通过计算分析,在新燃料运输容器设计最高使用温度38℃条件下,预测聚氨酯泡沫材料服役寿命为54 a,能够满足30 a的设计要求。
- 李荣博邵长磊张振雨刘晓强刘晓强刘晓强龚嶷沈光耀龚嶷沈勇坚徐雪莲
- 关键词：硬质聚氨酯泡沫
- CAP系列核电站涂层国产化设计与研制应用
- 徐雪莲刘晓强王留方朱亚君孟凡江倪维良石秀强朱隽
- 非能动技术对核电站涂层提出了新的挑战，不仅要求涂层具有防护作用，更重要的是需配合执行非能动安全壳冷却系统(PCS)等安全相关功能。AP1000核电站用涂料为国外技术所垄断，采购价格昂贵、周期长，且易受到政治因素影响，不利...
- 关键词：
- 关键词：核电站
- 蒸汽发生器传热管材料划伤诱发应力腐蚀开裂与划伤控制被引量：1
- 2013年
- 简要介绍了蒸汽发生器传热管划伤诱发的应力腐蚀开裂案例及国内外研究现状,分析总结了划伤过程对材料微观组织带来的变化、划伤产生的残余应力、环境对划伤后材料腐蚀性能的影响以及划伤诱发的应力腐蚀开裂的机制。阐述了划伤产生的原因与控制方法,强调了划伤控制对未来核电站用传热管安全可靠服役的重要性。
- 孟凡江王俭秋徐雪莲刘晓强
- 关键词：划伤蒸汽发生器应力腐蚀开裂
- 反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究
- 2015年
- 针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。
- 刘晓强徐雪莲谭季波王媛吴欣强郑宇礼孟凡江韩恩厚
- 关键词：690合金传热管
- 铅对划伤690合金应力腐蚀行为的影响
- 2016年
- 采用扫描电镜(SEM),背散射电子衍射(EBSD)和透射电镜(TEM)研究了划伤690合金在330℃含铅碱溶液和高纯水中的应力腐蚀开裂(SCC)行为。结果表明:划伤过程使690合金局部产生严重变形区,该区域初始晶粒出现细化;在330℃含铅碱溶液中浸泡后试样划伤侧边出现沿机械孪晶界生长的应力腐蚀裂纹束;在高温高纯水中持续浸泡后,已有裂纹仍快速向基体延伸。材料表面或裂纹路径残留的微量铅仍促进SCC裂纹或裂纹束持续快速生长。
- 孟凡江张志明徐雪莲王俭秋刘晓强
- 关键词：690合金划伤铅应力腐蚀开裂
- 非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析被引量：12
- 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
