党莹
- 作品数：17 被引量：18H指数：3
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 相关领域：金属学及工艺核科学技术电气工程一般工业技术更多>>
- 一种冲击磨损试验机及其制造冲击磨损的方法
- 本发明公开了一种冲击磨损试验机，包括高温高压釜（1）、直线电机（2）、外磁体（3）、内磁体（4）及驱动杆（7），其中，直线电机（2）和外磁体（3）均位于高温高压釜（1）外，且直线电机（2）与外磁体（3）连接。内磁体（4）...
- 周军温耀曾陈勇罗强何琨党莹
- 文献传递
- 316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究被引量：5
- 2020年
- 在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究,并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明,316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象,且随循环周次增加,应力峰值逐渐下降;高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降,加速了材料的腐蚀疲劳失效;在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响,低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响;试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹,高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展,加速疲劳失效。
- 苏豪展陈凯张乐福党莹陈乐
- 关键词：不锈钢
- 反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究
- 2013年
- 采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。
- 党莹温耀曾邱绍宇陈勇罗强李川黔
- 关键词：反应堆压力容器密封面堆焊
- 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
- 一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法
- 本发明公开了一种超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金及其制备方法，超临界气冷反应堆燃料包壳用奥氏体不锈钢合金包括以下质量百分数的成分：19～23％Cr，24～26％Ni，0.03～0.1％C，0.6～1.0％Nb，...
- 舒茗孙永铎唐睿党莹刘肖陈勇魏光强
- 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
- 小直径厚壁金属管材的断裂韧度测试方法
- 本发明公开了一种小直径厚壁金属管材的断裂韧度测试方法，包括:制作带槽口且槽口对面预制有裂纹的C型管段试样；对试样进行单调拉伸加载，在最大载荷下降20%后停机卸载，获得载荷‑CMOD曲线；将试样打断，测量初始裂纹长度和终止...
- 刘肖王理包陈党莹
- 文献传递
- 一种冲击磨损试验机及其制造冲击磨损的方法
- 本发明公开了一种冲击磨损试验机，包括高温高压釜（1）、直线电机（2）、外磁体（3）、内磁体（4）及驱动杆（7），其中，直线电机（2）和外磁体（3）均位于高温高压釜（1）外，且直线电机（2）与外磁体（3）连接。内磁体（4）...
- 周军温耀曾陈勇罗强何琨党莹
- 文献传递
- 一种闸阀阀杆与阀板连接端结构
- 本实用新型涉及阀门技术领域，具体涉及一种闸阀阀杆与阀板连接端结构，所采用的技术方案是：一种闸阀阀杆与阀板连接端结构，包括连接体，所述连接体左右两侧中部均设有连接槽，所述连接槽用于安装阀板，所述连接槽槽底两侧均通过弧形槽与...
- 舒茗王浩徐祺肖军李刚党莹赵宇翔
- 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
