公共文化服务平台

任爱: 作品数：42 被引量：224H指数：10; 供职机构：苏州热工研究院有限公司更多>>; 发文基金：国家高技术研究发展计划国家自然科学基金江苏省自然科学基金更多>>; 相关领域：金属学及工艺电气工程核科学技术机械工程更多>>

合作作者

材料塞贝克系数的测试平台: 本实用新型提供一种材料塞贝克系数的测试平台，其特征在于，包括：底座，其上端面开设有长条形滑槽；第一滑动铜块和第二滑动铜块，所述第一滑动铜块和第二滑动铜块的下部分别可沿所述滑槽的长度方向滑动连接于所述滑槽中，所述第一滑动铜...; 王荣山任爱范念青黄平钱王洁; 文献传递

穿墙或穿地管道的防腐蚀结构: 本发明公开一种穿墙或穿地管道的防腐蚀结构，所述管道穿设于墙壁或地面中，于管道的外壁在靠近墙壁或地面的位置处设置有避免液体积聚在穿墙孔或穿地孔处的导流体，从而有效地防止腐蚀性介质进入缝隙，避免发生缝隙腐蚀。对于无防火封堵要...; 白荣国赵万祥刘飞华任爱杨帆费克勋崔智勇; 文献传递

奥氏体不锈钢AL-6XN在超临界水中的腐蚀行为被引量：4: 2012年; 采用增重法对奥氏体不锈钢AL-6XN在500℃/25MPa超临界水(SCW)中的腐蚀行为进行试验研究,利用SEM和XRD对表面氧化膜的成分和结构进行了分析。结果表明,AL-6XN在SCW中的腐蚀动力学遵循抛物线规律,局部表面发生了点蚀;氧化膜为双层结构,内层为致密的Cr2O3和FeCr2O4混合物,外层为较疏松的Fe3O4且分布着氧化物颗粒。; 乔岩欣任爱刘飞华郑玉贵唐睿郭立平; 关键词：超临界水

核电厂机械设备腐蚀管理大纲内容要求: 本标准规定了核电厂机械设备腐蚀管理大纲的内容要求，包括腐蚀风险分析、腐蚀敏感关键设备筛选、预防性腐蚀管理及文件体系等内容。本标准适用于核电厂腐蚀敏感关键设备腐蚀管理大纲的制定。; 刘飞华任爱费克勋陈汉明赵万祥王水勇张忠伟钟赵江李岩; 关键词：核电厂核技术核动力耐腐蚀性; 文献传递

堆焊层结构对反应堆压力容器结构完整性的影响: 本文建立了含缺陷反应堆压力容器(RPV)堆芯筒体的三维有限元模型,比较分析了三种假想裂纹,不考虑堆焊层的表面裂纹、穿透堆焊层的表面裂纹和堆焊层下的埋藏裂纹,在压力及热应力载荷作用下的应力强度因子。此外,参考R6标准选择3...; 王荣山吕峰陈明亚姜凯华任爱; 关键词：反应堆压力容器堆焊层; 文献传递

质子辐照对AL-6XN在高温高压水中的腐蚀行为影响被引量：1: 2012年; 利用扫描电镜、能谱分析和X射线衍射研究质子辐照前后的奥氏体不锈钢AL-6XN在高温高压水中的腐蚀行为。结果表明,未辐照的样品在高温高压水中生成了完整的氧化膜,样品增重随着浸泡时间的增加而增加,温度越高腐蚀增重越显著。经过质子辐照后的材料在290℃/10 MPa水中氧化膜发生了严重的溶解,浸泡后样品出现了失重,在550℃/25 MPa超临界水中外层氧化膜发生了剥落,且浸泡时间越长,氧化膜剥落越严重。质子辐照不影响氧化膜的元素组成和相结构,同时建议了质子辐照后奥氏体不锈钢在高温水中氧化膜剥落的模型。; 乔岩欣任爱刘飞华郑玉贵唐睿靳硕学郭立平; 关键词：超临界水堆辐照氧化膜

铁磁性材料热交换管的远场涡流检测探讨被引量：12: 2005年; 介绍铁磁性热交换管的远场涡流检测技术,指出了采用远场涡流技术检测铁磁性热交换管时存在的问题。结论得出,远场涡流技术的缺陷检出灵敏度很大程度上取决于缺陷的性质,由于热交换管支撑板信号的影响,很容易导致支撑板下或附近小缺陷的漏检。; 李明任爱薛飞; 关键词：铁磁性材料热交换器灵敏度

690合金的Pb致应力腐蚀行为被引量：5: 2013年; 采用反U型试样,对690合金样品在高压釜内进行了4400 h的应力腐蚀实验,以研究其在含Pb溶液中的应力腐蚀规律.利用扫描电镜和能谱仪等分析了690合金在含Pb高温高压水环境中的应力腐蚀行为.扫描电镜结果表明,690合金在测试溶液中发生穿晶型应力腐蚀开裂,裂纹内部堆积着腐蚀产物,并且Pb掺杂在其中.裂纹区域的元素面扫描表明,690合金表面生成的腐蚀产物膜内层富Cr、外层富Ni,腐蚀产物与基体膨胀系数的差异导致裂纹快速扩展.试样内外表面的腐蚀形貌差异明显,内壁呈晶格网状,外壁呈一定方向性腐蚀沟堑,主要是由于内外表面状态不同造成的.; 刘飞华李成涛张新李岩任爱; 关键词：镍合金应力腐蚀开裂核电站

温度相关参数对反应堆压力容器压力温度限值曲线的影响研究: 2013年; 核电站在启停堆过程中,需要将压力、温度控制在压力温度限值曲线(P—T曲线)所规定的范围内。在P—T曲线的制定过程中,涉及与温度相关的参数包括升降温速率、一回路流体温度和裂纹前缘温度。对比分析最新版ASME(American Society of Mechanical Engineers)规范和RCCM(Design and Construction Rules for Mechanical Components for PWRNuclear Islands)规范在P—T曲线计算方面的差异,基于2007版RCCM规范提出新的P—T曲线计算流程,通过数值算例分别研究温度相关参数对基于ASME规范和基于RCCM规范得到的P—T曲线的影响。数值分析显示温度相关参数的影响与所采用的标准、升降温工况等因素有关。研究结果可供P—T曲线工程计算参考,有助于核电站安全、可靠的使用反应堆压力容器。; 任爱吕峰陈明亚吴洪; 关键词：反应堆压力容器 ASME规范

一种热电势快速测量系统: 本实用新型提供一种热电势快速测量系统，其主要包括：具有第一支撑铜块及第二支撑铜块的样品台；具有温度控制仪、第一温度传感器、第二温度传感器、第一加热块及第二加热块的温度测量和控制模块；具有纳伏表的热电势测量模块；具有A/D...; 王荣山任爱黄平范念青钱王洁; 文献传递