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林震霞

作品数:14 被引量:26H指数:3
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
发文基金:国家科技重大专项更多>>
相关领域:核科学技术金属学及工艺一般工业技术电气工程更多>>

文献类型

  • 11篇期刊文章
  • 3篇会议论文

领域

  • 7篇核科学技术
  • 5篇金属学及工艺
  • 2篇电气工程
  • 2篇一般工业技术

主题

  • 11篇合金
  • 6篇690合金
  • 5篇热管
  • 5篇传热
  • 5篇传热管
  • 4篇疲劳裂纹扩展
  • 4篇TT
  • 4篇INCONE...
  • 3篇性能研究
  • 3篇应力腐蚀
  • 3篇蒸汽发生器
  • 2篇电厂
  • 2篇压水堆
  • 2篇应变速率
  • 2篇应力腐蚀开裂
  • 2篇水堆
  • 2篇疲劳裂纹扩展...
  • 2篇裂纹扩展行为
  • 2篇慢应变速率
  • 2篇慢应变速率拉...

机构

  • 14篇中国核动力研...
  • 2篇西华大学

作者

  • 14篇林震霞
  • 7篇邱绍宇
  • 7篇肖军
  • 7篇陈勇
  • 4篇党莹
  • 3篇付正鸿
  • 2篇徐祺
  • 2篇宋明亮
  • 2篇张雨
  • 2篇陈璐瑶
  • 1篇罗强
  • 1篇柴玉琨
  • 1篇李卫军
  • 1篇黄彦平
  • 1篇潘小强
  • 1篇周军
  • 1篇李书良
  • 1篇马建
  • 1篇田皓文
  • 1篇何琨

传媒

  • 8篇核动力工程
  • 2篇材料导报
  • 1篇材料导报(纳...
  • 1篇中国核学会2...

年份

  • 2篇2021
  • 2篇2020
  • 1篇2017
  • 3篇2016
  • 4篇2015
  • 2篇2014
14 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
国产690合金传热管材料耐点腐蚀性能评价
2020年
采用GB/T17897—2016的方法B,对国产及法国进口的蒸汽发生器传热管用690合金进行盐酸-6%三氯化铁溶液的点腐蚀实验。实验后试样形貌和点腐蚀速率计算结果表明,国产690合金直管和弯管的耐点腐蚀性能均与进口材料相当,U型传热管上不同位置的耐点腐蚀性能没有明显差异。另外,针对690合金,建议缩短GB/T 17897—2016方法B的实验时间。
林震霞党莹李丹田皓文张雨宋明亮
关键词:690合金蒸汽发生器传热管点腐蚀腐蚀速率
蒸汽发生器690合金传热管的应力腐蚀研究进展被引量:4
2014年
蒸汽发生器是连接核电站一、二回路的关键设备,传热管的可靠性与核电站的经济性与安全性密切相关。690合金是目前广泛应用的传热管材料,其主要失效形式是应力腐蚀开裂(SCC)。国内外针对690合金的应力腐蚀性能已开展了大量的研究。从材料的成分、热处理、冷加工和表面状态以及使用的介质环境等方面综述了690合金的应力腐蚀研究进展,并提出了其未来主要的研究方向。
林震霞邱绍宇肖军
关键词:蒸汽发生器690合金应力腐蚀
燃料包壳管超声波幅与缺陷深度对应关系被引量:1
2021年
燃料包壳管作为燃料芯块的密封外壳,长期运行在高温、高压、强辐照、循环水流冲刷及腐蚀等恶劣环境下,其一旦破裂,将污染整个回路。为保证包壳管的安全性和可靠性,在其生产制造过程中,往往采用多种检测方法对其进行检测,而超声波检验是非破坏性检验最有效、工程应用最多的手段之一。超声波检验主要是通过将包壳管内自然缺陷的反射波幅与标准伤的反射波幅进行比较来判定包壳管的合格性。根据超声波检测理论可知,自然缺陷反射波幅的高低与缺陷形状、取向、尺寸(长度、深度及宽度)等均有关,仅仅通过缺陷反射波幅很难准确判定缺陷的实际深度。为此,本实验针对核燃料包壳管超声波检测中缺陷反射波幅与缺陷深度的对应关系开展研究,采用CIVA仿真模拟软件仿真模拟与金相解剖验证相结合的方式开展研究。研究结果表明:通过CIVA模拟发现,当缺陷取向为0~68°时,燃料包壳管超声波检验缺陷反射波幅与其深度基本成对数递增关系;金相解剖发现,总体上缺陷反射波幅随缺陷深度的增加而增大;模拟结果与金相解剖结果较吻合,原有判废线均能有效发现深度大于30μm的缺陷。
李丹李书良柴玉琨刘健林震霞
关键词:超声波检验波幅
蒸汽发生器690合金传热管的耐晶间腐蚀性能研究被引量:3
2017年
采用标准GB/T 15260—1994的方法,对国产及进口的蒸汽发生器690合金传热管进行沸腾硝酸(HNO_3)溶液和沸腾硫酸-硫酸铁[H_2SO_4-Fe_2(SO_4)_3]溶液的晶间腐蚀试验,获得了其晶间腐蚀速率(V)数据和试验后试样的微观形貌。结果表明:国产690合金具有良好的耐晶间腐蚀性能;总体来说,国产690合金的耐晶间腐蚀性能优于进口材料。
林震霞党莹徐祺陈勇
关键词:传热管690合金晶间腐蚀腐蚀速率
Cl-和Cu2+对国产690合金应力腐蚀性能的影响
采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究了国产690合金分别在316℃含100mg/L Cl、1000mg/L Cu以及100 mg/L Cl与1000 mg/L Cu混合溶液中的应力腐蚀行为。并通过激光共聚焦显微镜和...
林震霞邱绍宇肖军
关键词:690合金应力腐蚀开裂慢应变速率拉伸
文献传递
压水反应堆环境对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲劳裂纹扩展行为的影响研究
Inconel 690(TT)合金是压水反应堆蒸汽发生器传热管的关键材料之一,在反应堆环境下服役时,可能产生腐蚀疲劳开裂。本文在裂纹尖端处于小范围屈服条件下,研究了压水反应堆环境对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲...
肖军邱绍宇林震霞陈勇
关键词:压水堆
文献传递
Inconel-690合金在核电厂水质环境中的均匀腐蚀性能研究被引量:6
2016年
模拟核电厂水质环境,采用动水腐蚀回路研究3种蒸汽发生器传热管商用690材料的均匀腐蚀性能以及氧化膜的特性,并分别采用国家标准和美国标准对材料均匀腐蚀速率和腐蚀产物释放速率进行评价。结果表明:690合金管在核电厂水质环境中具有极低的腐蚀速率和腐蚀产物释放速率,日本住友管的腐蚀性能略优于宝钢管。
党莹林震霞潘小强李卫军
关键词:传热管
CRDM钩爪用stellite-6合金冲击磨损性能研究被引量:2
2016年
采用自制的试验机模拟核电厂一回路水质,研究不同温度和应力下控制棒驱动机构(CRDM)钩爪用stellite-6合金的冲击磨损性能。研究结果表明:正常接触条件下,温度对冲击磨损性能的影响较小,合金尺寸变化速率约为1×10^(-8)mm/次,质量变化速率约为2×10^(-6) mg/次;高接触应力下,合金的冲击磨损机制为塑性变形和疲劳剥落;室温、90℃和150℃下,合金尺寸变化速率分别为:1.3×10^(-7) mm/次、4.7×10^(-7) mm/次和5.3×10^(-7) mm/次,质量变化速率分别为7.5×10^(-6) mg/次、4.17×10^(-5) mg/次和4.83×10^(-5) mg/次。
周军陈勇罗强王坤何琨林震霞
Inconel690(TT)合金裂纹尖端小范围屈服时的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究被引量:2
2015年
对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲劳裂纹尖端塑性区微观结构进行观察,并研究裂纹尖端塑性区及载荷比对模拟压水堆环境下的裂纹扩展行为的影响。裂纹尖端小范围屈服时,模拟压水堆环境对裂纹扩展速率有3倍左右的加速作用。。
肖军陈璐瑶付正鸿邱绍宇陈勇林震霞
关键词:INCONEL腐蚀疲劳裂纹扩展
Cl^-和Cu^(2+)对国产690合金应力腐蚀性能的影响被引量:4
2015年
采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究国产690合金分别在316℃含100 mg/L Cl-、1000 mg/L Cu2+以及100 mg/L Cl-与1000 mg/L Cu2+混合溶液中的应力腐蚀行为。通过激光共聚焦显微镜和扫描电镜观察断裂后试样的表面、断口以及纵剖面的微观形貌。结果表明:国产690合金在同时含Cl-与Cu2+的溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性;断裂试样表面出现了大量的腐蚀坑,断口呈明显的脆性断裂特征,且在表面蚀坑的底部发现了沿晶应力腐蚀裂纹的萌生。由此证明Cl-与Cu2+对国产690合金应力腐蚀的协同作用,并初步探讨了其作用机理。
林震霞邱绍宇肖军付正鸿陈勇
关键词:690合金氯离子铜离子应力腐蚀开裂慢应变速率拉伸
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