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[期刊论文] 作者：黄小龙,李树肖,
来源：建筑工程技术与设计 年份：2021
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[期刊论文] 作者：李时磊,王艳丽,李树肖,王西涛,,
来源：金属学报 年份：2010
将铸造奥氏体不锈钢在400℃下时效至10~4h,通过力学性能测试和组织观察,分析了老化时间对力学性能和组织结构的影响.结果表明:铁素体相的体积分数随老化时间没有变化;长期老...
[期刊论文] 作者：李树肖, 吕绪明, 薛飞, 王西涛,,
来源：热加工工艺 年份：2013
对400℃下热老化长达20000 h的Z3CN20-09M的组织转变进行了透射电镜观察。对不同时间热老化后Z3CN20-09M的裂纹扩展性能进行了研究,并讨论了热老化时间对裂纹扩展速率的影响...
[期刊论文] 作者：李时磊, 王西涛, 王艳丽, 李树肖,,
来源：金属学报 年份：2004
通过纳米力学探针对铁素体相在热老化过程中的力学性能变化进行了研究.采用仪器化冲击试验机研究了材料的冲击行为,使用SEM观察冲击断口形貌.结果表明:长期热老化导致铁素体...
[会议论文] 作者：张金玲,李树肖,王西涛,王艳丽,
来源：第十二届全国青年材料科学技术研讨会 年份：2009
采用相场法模拟了等温过程中枝晶长大过程。模拟结果表明：晶粒经历了由球形经星形向复杂枝 晶转变的过程；过冷度的增加使晶粒的生长速度增加；利用本模型成功模拟出各种不同......
[期刊论文] 作者：张金玲,李树肖,何勇,王西涛,王艳丽,,
来源：铸造技术 年份：2012
采用相场法模拟了等温过程中枝晶长大过程。结果表明:晶粒经历了由球形经星形向复杂枝晶转变的过程;过冷度的增加使晶粒的生长速度增加。利用本模型成功模拟出各种不同择优取...
[会议论文] 作者：李时磊, 王西涛, 王艳丽, 李树肖, 薛飞,,
来源： 年份：2011
目前我国在役核电站大多采用二代压水堆,其主管道采用铸造奥氏体不锈钢(Cast Austenite Stainless Steels,CASS),具有良好的力学性能和耐腐蚀性能。然而在服役温度(280-320°...
[会议论文] 作者：李时磊;王艳丽;王西涛;李树肖;陈国良;,
来源：第十二届全国青年材料科学技术研讨会 年份：2009
铸造奥氏体不锈钢具有优良的强度和韧性以及良好的抗腐蚀能力，广泛应用于压水堆核电站中的 一回路管道和冷却泵。实验中将铸造奥氏体不锈钢在400℃进行长达10000 小时的热...
[期刊论文] 作者：李树肖, 吕绪明, 张海龙, 王艳丽, 薛飞, 王西涛,,
来源：硅酸盐通报 年份：2013
本文对400℃热老化后Z3CN20-09M材料的高温拉伸性能和失效评定曲线进行了研究。对热老化不同时间的试样进行了330℃拉伸试验,用扫描电镜(SEM)对高温拉伸断口进行观察。采用联...
[期刊论文] 作者：李树肖,李时磊,王西涛,张海龙,王艳丽,薛飞,
来源：核动力工程 年份：2013
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...
[期刊论文] 作者：李树肖,李时磊,吕绪明,王艳丽,薛飞,王西涛,,
来源：北京科技大学学报 年份：2013
为了研究中国核电主管道铸造不锈钢Z3CN20-09M的热老化,在300、350和400℃下,对Z3CN20-09M进行了长达30000 h的加速热老化实验.对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁...
[期刊论文] 作者：李树肖,吕绪明,李时磊,张海龙,王艳丽,王西涛,
来源：硅酸盐通报 年份：2013
相场模拟目前已成为一种强有力的材料计算模拟工具,它可以模拟组织随时间的变化。本文用相场法模拟了Fe-Cr二元体系中相分离的组织演变过程。模拟结果表明,组织演变过程可以...
[期刊论文] 作者：李树肖,吕绪明,李时磊,张海龙,王艳丽,王西涛,,
来源：硅酸盐通报 年份：2013
相场模拟目前已成为一种强有力的材料计算模拟工具,它可以模拟组织随时间的变化。本文用相场法模拟了Fe-Cr二元体系中相分离的组织演变过程。模拟结果表明,组织演变过程可以...
[会议论文] 作者：李时磊,李树肖,王西涛,王艳丽,薛飞,束国刚,
来源：第5届海内外中华青年材料科学技术研讨会暨第13届全国青年材料科学技术研讨会 年份：2011
本文对取自某核电站的主管道材料进行了400 °C 长达20000 h 的长期热老化处理，研究了热 老化过程中材料力学性能和微观组织的变化规律。仪器化冲击实验结果表明，材料的冲击韧性随着热老化 时间的延长不断下降，冲击功的损失主要发生在热老化的前期。长期热老化处理......
[会议论文] 作者：李时磊[1]李树肖[1]王西涛[1]王艳丽[1]薛飞[2]束国刚[2],
来源：第5届海内外中华青年材料科学技术研讨会暨第13届全国青年材料科学技术研讨会 年份：2011
本文对取自某核电站的主管道材料进行了400 °C 长达20000 h 的长期热老化处理，研究了热 老化过程中材料力学性能和微观组织的变化规律。仪器化冲击实验结果表明，材料的冲击韧...
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