基本信息
张小春  女  硕导  中国科学院上海应用物理研究所
电子邮件: zhangxiaochun@sinap.ac.cn
通信地址: 上海市嘉定区嘉罗公路2019号
邮政编码: 201800

招生信息

   
招生专业
082701-核能科学与工程
082703-核技术及应用
招生方向
高温结构完整性分析与安全评估技术;堆用设备抗震设计与分析技术

教育背景

2012-10--2014-01   City University of Hong Kong   博士后
2008-08--2012-10   The Hong Kong Polytechnic University   博士
2005-09--2007-06   华中科技大学   硕士
2001-09--2005-06   华中科技大学   本科

工作经历

   
工作简历
2021-01~现在, 中国科学院上海应用物理研究所, 研高、副主任
2017-01~2020-12,上海应用物理研究所, 高级工程师
2014-01~2016-12,上海应用物理研究所, 助理研究员
2011-03~2011-06,National School of Engineering of Saint-Etienne (ENISE) & AREVA NP (Nuclear Plants), Visiting Scholar
2007-07~2008-07,City University of Hong Kong, Research Assistant
社会兼职
2021-11-30-今,嘉定区人大代表,
2016-09-01-今,中国核学会核工程力学分会理事会, 理事

专利与奖励

   
奖励信息
(1) 三八红旗手, 研究所(学校), 2021
(2) 青年科技之星, 研究所(学校), 2020

出版信息

   
发表论文
(1) Floor response spectra analysis of a nuclear reactor considering uncertainties in soil parameters, STRUCTURES, 2022, 第 4 作者
(2) A constitutive model incorporating grain refinement strengthening on metallic alloys, JOURNAL OF MATERIALS SCIENCE & TECHNOLOGY, 2021, 通讯作者
(3) 土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析, 核技术, 2021, 第 4 作者
(4) 镍基合金管道环形焊接与焊后热处理模拟, 热加工工艺, 2021, 第 2 作者
(5) Numerical simulation of stress behavior of dowel–brick structures in TMSR, Numerical simulation of stress behavior of dowel-brick structures in TMSR, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2020, 通讯作者
(6) 基于PepS的高温核一级管道蠕变疲劳分析方法研究, Application of PepS in creep-fatigue damage evaluation for class 1 nuclear piping at elevated temperature, 核技术, 2020, 通讯作者
(7) Numerical and experimental comparison of two nano-structuring processing techniques on making stronger stainless steels, MATERIALS TODAY COMMUNICATIONS, 2020, 通讯作者
(8) Structural Evaluation With Elastic and Inelastic Analysis Methods on a High Temperature Storage Tank Subjected to Static and Dynamic Loadings, Proceedings of the Asme Pressure Vessels and Piping Conference, 2020, 第 2 作者
(9) Creep damage characterization of UNS N10003 alloy based on a numerical simulation using the Norton creep law and Kachanov-Rabotnov creep damage model, Creep damage characterization of UNS N10003 alloy based on a numerical simulation using the Norton creep law and Kachanov–Rabotnov creep damage model, 核技术:英文版, 2019, 通讯作者
(10) Creep damage characterization of UNS N10003 alloy based on a numerical simulation using the Norton creep law and Kachanov–Rabotnov creep damage model, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2019, 通讯作者
(11) TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构应力松弛分析与结构安全评定, Analysis and evaluation of stress relaxation for the high temperature bolt connecting structure in scram system of the TMSR-LF1, 核技术, 2019, 通讯作者
(12) Predicting surface deformation during mechanical attrition of metallic alloys, NPJ COMPUTATIONAL MATERIALS, 2019, 通讯作者
(13) 基于ANSYS的高温熔盐泵应力分析与结构优化, Stress analysis and structural analysis and optimization of high temperature molten salt pump in TMSR-SF0 based on ANSYS, 核技术, 2019, 通讯作者
(14) 镍基合金压力容器环形焊缝残余应力数值模拟与失效应力分析, Numerical simulation of residual stress in girth weld and failure stress analysis of reactor vessel, 核技术, 2019, 通讯作者
(15) 基于损伤力学的TMSR-LF1堆容器接管非弹性蠕变损伤分析, Inelastic creep damage analysis of RPV nozzle in TMSR-LF1 based on damage mechanics, 核技术, 2019, 第 3 作者
(16) 核安全一级高温管道系统结构分析与安全评估方法研究, Structural Analysis and Evaluation Method for Nuclear Class 1 Piping Systems at Elevated Temperature, 核动力工程, 2019, 第 1 作者
(17) Computational- and experimental-based analysis of the load capacity of dowel-brick structure of graphite component in TMSR, NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2019, 第 3 作者
(18) Stress and thickness calculation of a bolted flat cover with double metal sealing rings, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2018, 第 4 作者
(19) Numerical Study on the Creep Strain Characteristics for Tmsr Reactor Coolant Piping under Thermal Loading, Proceedings of the Asme Pressure Vessels and Piping Conference, 2018, 第 2 作者

科研活动

   
科研项目
( 1 ) II类研究堆构筑物与设备分级及其抗震设计基准研究, 负责人, 地方任务, 2019-06--2020-11
( 2 ) 未来先进核裂变能-钍基熔盐核能系统, 参与, 国家任务, 2014-01--2021-12
参与会议
(1)TMSR-LF1钍基熔盐堆高温主设备力学分析关键问题与解决方案   中国核学会核工程力学分会第二届学术交流   2020-10-23
(2)核级高温复杂管系结构分析与安全评估方法研究   中国核学会核工程力学分会2018年学术交流会   2018-09-16
(3)LF1 of TMSR at SINAP: Progress in structural analysis and design evaluation technology   ASME Boiler and Pressure Vessel Committee Code Week   2018-05-06
(4)反应堆堆本体结构系统抗震性能研究   第十九届全国反应堆结构力学会议   2016-10-18
(5)Analytical Solutions and Structural Evaluation Method for TMSR Piping Components at Elevated Temperature   ASME Boiler and Pressure Vessel Committee Code Week   2015-11-01
(6)Stress Analysis and Optimum Design of the Heat Transport System at Molten Salt Reactor   Asme Pressure Vessels and Piping Conference   2015-07-15