中国科学院核用材料与安全评价重点实验室
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2022年第三季度访问交流
2022-12-29  |          【 】【打印】【关闭

  814日,首届师昌绪先进材料创新交叉高峰论坛暨师昌绪讲座奖报告会在中国科学院金属研究所举办。重点实验室吴欣强研究员在论坛上作了题为“核电结构材料环境疲劳行为与评价模型”的邀请报告。本届论坛是2022年中国科学院技术科学部学术年会暨“科学与中国”20周年院士行系列活动之一,旨在进一步促进所内外的学术交流与合作,营造勇攀高峰、追求卓越、交叉融通的浓厚学术氛围。 

  823-24日,重点实验室吴欣强研究员和谭季波项目研究员在第二十一届全国疲劳与断裂学术会议上分别作了题为“核电结构材料高温高压水环境疲劳行为与评价模型研究”和“温度对T91钢液态铅铋腐蚀疲劳行为的影响”的分会特邀报告。 

  913-16日,2022亚洲核电厂水化学与腐蚀国际会议(International Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia)在线上举办。重点实验室吴欣强研究员在会上作了题为“Crevice corrosion behaviors of Alloy 690 in high-temperature pressurized water environments”的邀请报告,张兹瑜副研究员、博士生彭立园和马永健分别作了题为“Deposition behavior of corrosion products on zirconium alloy fuel cladding in high temperature pressurized water”、“Effects of boric acid and lithium hydroxide on the corrosion behaviors of 316LN stainless steel in simulating hot functional test high-temperature pressurized water”和“Effects of strain rate on low-cycle fatigue crack growth behavior of 316LN weld metal in high-temperature pressurized water”的口头报告。 

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