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薛飞

作品数:157 被引量:391H指数:11
供职机构:苏州热工研究院有限公司更多>>
发文基金:国家自然科学基金国家科技重大专项国家重点基础研究发展计划更多>>
相关领域:金属学及工艺一般工业技术核科学技术电气工程更多>>

文献类型

  • 95篇期刊文章
  • 37篇专利
  • 20篇会议论文
  • 3篇学位论文
  • 2篇科技成果

领域

  • 55篇金属学及工艺
  • 36篇一般工业技术
  • 21篇核科学技术
  • 19篇电气工程
  • 9篇理学
  • 7篇机械工程
  • 5篇化学工程
  • 4篇经济管理
  • 4篇动力工程及工...
  • 3篇石油与天然气...
  • 3篇自动化与计算...
  • 2篇电子电信
  • 2篇环境科学与工...
  • 1篇矿业工程
  • 1篇航空宇航科学...
  • 1篇农业科学
  • 1篇文化科学

主题

  • 53篇核电
  • 32篇电站
  • 28篇核电站
  • 27篇热老化
  • 25篇电厂
  • 24篇核电厂
  • 20篇不锈
  • 20篇不锈钢
  • 13篇水堆
  • 11篇压水堆
  • 10篇主管道
  • 9篇压水堆核电站
  • 8篇合金
  • 6篇应力腐蚀
  • 6篇振动
  • 6篇振动与波
  • 6篇双相
  • 6篇双相不锈钢
  • 5篇应力
  • 5篇蒸汽发生器

机构

  • 146篇苏州热工研究...
  • 29篇中国广核集团...
  • 26篇中国广核电力...
  • 25篇清华大学
  • 10篇西安工业大学
  • 6篇北京科技大学
  • 6篇天津大学
  • 5篇中国广东核电...
  • 5篇岭东核电有限...
  • 4篇西安工业学院
  • 4篇西安热工研究...
  • 4篇中国广东核电...
  • 3篇南京工业大学
  • 3篇武汉大学
  • 3篇中国科学院近...
  • 2篇南京理工大学
  • 2篇西南交通大学
  • 2篇上海交通大学
  • 2篇西安交通大学
  • 2篇河北工业大学

作者

  • 157篇薛飞
  • 41篇余伟炜
  • 19篇遆文新
  • 17篇王兆希
  • 15篇张国栋
  • 15篇林磊
  • 13篇梅金娜
  • 12篇石崇哲
  • 10篇蒙新明
  • 10篇赵彦芬
  • 9篇刘江南
  • 8篇王正品
  • 7篇束国刚
  • 7篇张路
  • 7篇刘鹏
  • 6篇姜家旺
  • 6篇陈明亚
  • 6篇施震灏
  • 5篇方可伟
  • 5篇王西涛

传媒

  • 8篇核动力工程
  • 8篇装备环境工程
  • 6篇稀有金属材料...
  • 6篇压力容器
  • 6篇噪声与振动控...
  • 5篇机械强度
  • 5篇铸造技术
  • 5篇材料导报
  • 4篇中国电力
  • 4篇原子能科学技...
  • 3篇中国电机工程...
  • 2篇全面腐蚀控制
  • 2篇腐蚀与防护
  • 2篇热加工工艺
  • 2篇核科学与工程
  • 2篇工程力学
  • 2篇材料热处理学...
  • 2篇核安全
  • 2篇西安工业大学...
  • 2篇中国电机工程...

年份

  • 2篇2024
  • 3篇2023
  • 13篇2022
  • 12篇2021
  • 14篇2020
  • 12篇2019
  • 15篇2018
  • 4篇2017
  • 5篇2016
  • 7篇2015
  • 7篇2014
  • 12篇2013
  • 6篇2012
  • 13篇2011
  • 14篇2010
  • 9篇2009
  • 2篇2007
  • 1篇2006
  • 2篇2005
  • 1篇2004
157 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
核电站管道运行动强度测试分析与评估被引量:4
2009年
为了减缓XX核电站柴油机冷却水回水管道振动,在冷却水回水管与涡轮增压器间安装H型支架。通过运行时此管道系统在线实时振动应力测量与分析,评估处于松开和固紧两种情况下支架的实际减缓振动的有效性。为系统减振设计提供技术支持。
管欣林磊遆文新薛飞张永强
关键词:振动与波核电站动载荷振动测量
压水堆核电站老化与寿命管理方法和实践
全世界商运核电站机组有400多座,其中一半以上机组的运行时间已超过20年。为了缓解日益增长的电力需求及环境保护方面的压力,各国核电站和政府监管机构均希望延长机组运行时间。本文主要阐述了IAEA、美国NRC等国外机构在核电...
薛飞遆文新刘鹏王勇
关键词:压水堆核电站老化管理寿命管理
P92钢高温低周疲劳的实验研究被引量:7
2010年
由于高的热效率和简单的系统组成,超临界水堆(SCWR)被认为是第四代核反应堆的一种选择。超临界水堆的关键问题之一是核心部件尤其是燃料组件包壳的材料。这些材料在高温下的力学性能、腐蚀和应力腐蚀开裂敏感性以及抗辐射性能等对核电厂的安全运行至关重要。本文对SCWR包壳候选材料的F/M类材料P92钢进行了高温低周疲劳实验研究。实验温度为600和650℃,控制方式为总应变控制,应变范围均为±0.2%~±0.6%。实验结果表明,在两种温度下,P92钢均为循环软化材料,但未出现循环稳定现象。由于温度升高,塑性增强,P92钢在650℃下的宏观裂纹出现周次比率随应变范围的增加,下降比较平缓,且650℃下的失效寿命显著高于600℃下的失效寿命。并得到了两种温度下的稳定循环应力-塑性应变的关系以及循环失效寿命和应变的关系。
毛雪平陆道纲徐鸿张立殷王岗薛飞余伟炜
关键词:P92钢超临界水堆
一回路主管道双相不锈钢热老化机理研究
双相不锈钢(CDSS)有优良的综合性能,在压力容器、核电站设备中得到了广泛的应用.但在服役温度环境下,长期时效会导致双相不锈钢的韧性显著降低.本研究采用仪器化冲击实验和纳米探针压入实验研究双相不锈钢的热老化行为;通过TE...
薛飞王兆希束国刚遆文新余伟炜蒙新明
关键词:双相不锈钢析出相纳米压入
一种模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架
本实用新型提供一种用于模拟核电站管道热疲劳现象的试验台架,它包括加热系统、冷却系统、T型管道及阀门系统、测控系统;加热系统主要包括热流体储罐、高位热流体箱、热流体泵以及设于高位热流体箱内的第一温度计;冷却系统主要包括冷流...
薛飞余伟炜蒙新明於旻遆文新张彦召罗志峰
文献传递
热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响被引量:2
2013年
建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。
李树肖李时磊王西涛张海龙王艳丽薛飞
关键词:热老化断裂韧性
电解抛光工艺对600合金在高温高压水环境中腐蚀行为的影响被引量:2
2016年
从电解抛光影响合金表面化学成分与结构的角度出发,利用扫描电镜(SEM)、X射线光电子能谱(XPS)等方法研究了硝酸-甲醇(0℃,10s,3V)和硫酸-磷酸-水(70℃,30s,0.2A/cm2)两种不同电解抛光液对600合金在高温高压水环境中腐蚀行为的影响。结果表明:经硝酸-甲醇溶液抛光后(EPS-1),试样表面的初始产物膜比经硫酸-磷酸-水(EPS-2)溶液抛光后的厚,且EPS-1产物膜中氢氧化物的含量比EPS-2中的高;高温高压水环境腐蚀试验后两种抛光表面都形成双层结构氧化膜,即富铬内层和分散的富镍、铁氧化物颗粒外层;EPS-2产物膜中氢氧化物含量低于EPS-1的且铬含量高于EPS-1的,EPS-2产物膜的致密性和保护性更好,能有效减缓腐蚀进程,形成较薄的氧化膜。分析认为这是由于在两种溶液中电解抛光后样品表面形成了成分与结构不同的初始产物膜。
梅金娜韩姚磊薛飞彭群家
关键词:电解抛光XPS
秦山核电厂死管段筛选及管理对策被引量:5
2013年
介绍压水堆核电厂'死管段'现象的发生条件和腐蚀失效产生机理。根据'死管段'筛选流程对秦山核电厂300 MW机组可能存在的死管段进行了全面筛选,确定了需重点关注的管段,并提出了针对这些管段的管理对策。结果表明,'死管段'现象是由死管段内水的饱和汽化造成的,其原因是水被加热到较高的温度和管段内的压力不能维持高于饱和压力。管理方面建议通过完善相关规程来控制和缓解死管段现象,通过系统改造彻底消除死管段现象。
曹雪明李世伟薛飞
关键词:核电厂
振动监测传感器的固定保护装置
本实用新型公开了一种振动监测传感器的固定保护装置,包括基座、保护罩、设置在基座与保护罩之间的第一密封组件以及设置在所述保护罩上部的第二密封组件,所述振动监测传感器容纳在所述保护罩内且固定在所述基座上。本实用新型的振动监测...
薛飞周帅林磊吴剑剑余伟炜廖开星徐德城
文献传递
一种核电厂运行许可证延续经济性分析方法
本发明涉及一种核电厂运行许可证延续经济性分析方法,包括如下步骤:将评估起始日至核电厂设计寿命到期日定义为评估期,将核电厂设计寿命到期日的后一日作为延寿起始日,延寿起始日至延寿到期日定义为延寿期;计算核电厂许可证延续成本,...
薛飞陈志林郝炜范念青王春晖池志远朱静春安英辉黄平王俊李晓蔚
文献传递
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