杜东海
| 姓名 | 杜东海 |
| 性别 | 男 |
| 学校 | 西北工业大学 |
| 部门 | 长三角研究院 |
| 学位 | 工学博士学位 |
| 学历 | 博士研究生毕业 |
| 职称 | 副高 |
| 联系方式 | 实用新型1875包写包过 |
| 邮箱 | dudonghai@nwpu.edu.cn |
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个人经历 Personal experience 工作经历 教育经历 2021.03 - 至今 西北工业大学， 副教授2020.12 - 2021.01 密歇根大学-安娜堡分校，助理研究科学家2018.01 - 2019.12 密歇根大学-安娜堡分校，博士后2017.05 - 2017.12 上海交通大学，博士后 2014.03 -2017.5 上海交通大学， 博士，核科学与技术2011.09 -2014.3 上海交通大学， 硕士，核能与核动力工程 教育教学科学研究 Scientific Research 研究方向1、轻水堆结构材料的高温腐蚀；2、金属材料的辐照效应分析及损伤表征；3、先进反应堆结构材料3D打印制备及检测；主持及参与项目1.核级690合金辐照加速应力腐蚀开裂机理研究，2022.01-2024.12，国家自然基金（青年），主持；2.应力-腐蚀-热时效耦合环境核电关键材料服役行为高通量评价技术 2017-2021，科技部国家重点研发计划，参与；3.Light Water Reactor Sustainability (LWRS) program，2018.01-2020.12，美国能源部 (DOE)，参与；4.局部变形对一回路中不锈钢晶界氧化及裂纹萌生的影响，中国博士后基金面上项目 (一等) ，2018.11-2019.10, 主持； 5.主管道异种金属焊接接头工艺性能评价，秦山核电三厂，2017.12-2018.12月，主持; 6.690合金焊接接头在一回路环境中的腐蚀疲劳性能，中国核动力研究设计院，2017.1-2017.12，主持。 7.带缺陷不锈钢在高温水环境中的腐蚀行为，2014.1-2015.12， 上海核工程研究设计院，参与。 8.注锌对压水堆结构材料应力腐蚀裂纹扩展速率影响的研究，2013.07-2015.07，中国核动力研究设计院， 参与 9.焊接工艺及焊后热处理方法对管道焊接件腐蚀与应力腐蚀影响研究2011.1-2014.12，科技部重大专项子课题，参与。 荣誉获奖学术成果 Academic Achievements 1.D. Du*; K. Sun; G. Was; Crack initiation of neutron-irradiated 304 L stainless steel in PWR primary water,Corrosion Science, 2021, 193: 1099022.D. Du; K. Sun; G. Was*; IASCC of neutron irradiated 316 stainless steel to 125 dpa, Materials Characterization, 2021, 173: 1108973. D. Du, K. Chen, L. Zhang, Z. Shen*, Microstructural investigation of the nodular corrosion of 304NG stainless steel in supercritical water, Corrosion Science. 2020, 170: 1086524. D. Du*, M. Song, K. Chen, L. Zhang, P. L. Andresen. Effect of deformation level and orientation on SCC of 316L stainless steel in simulated light water environments, Journal of Nuclear Materials, 531, 2020: 1520385. D. Du, J. Wang, K. Chen, L. Zhang*. Stress corrosion cracking behavior of warm forged 316L stainless steel at different orientations, Journal of Nuclear Materials, 522: 220-225, 2019.6. D. Du, J. Wang, K. Chen, L. Zhang*, P.L. Andresen. Environmentally assisted cracking of forged 316LN stainless steel and its weld in high temperature water, Corrosion Science, 147: 69-80, 2019.7. Z. Shen*, D. Du*, L. Zhang, S. Lozano-Perez. An insight into PWR primary water SCC mechanisms by comparing surface and crack oxidation, Corrosion Science, 148: 213-227, 2019.8. D. Du, K. Chen, H. Lu, L. Zhang*, X. Shi, X. Xu, P.L. Andresen. Effects of chloride and oxygen on stress corrosion cracking of cold worked 316/316L austenitic stainless steel in high temperature water, Corrosion Science, 110: 134-142, 2016.9. D. Du, K. Chen, H. Lu, L. Zhang*, X. Shi, X. Xu. SCC crack growth rate of cold worked 316L stainless steel in PWR environment. Journal of Nuclear Materials, 456: 228-234, 2015.10. J. Wang, H. Su, K. Chen*, D. Du*, L. Zhang, Y. Sun, Corrosion fatigue crack growth behavior of alloy 52 M in high-temperature water. Journal of Nuclear Materials, 2019: 151848.11. K. Chen, J. Wang, D. Du*, X. Guo, L. Zhang*. Characterizing the effects of in-situ sensitization on stress corrosion cracking of austenitic steels in supercritical water, Scripta Materialia, 158: 66-74, 2019.12. K. Chen, J. Wang, D. Du*, X. Guo*, L. Zhang. Stress Corrosion Crack Growth Behavior of Type 310S Stainless Steel in Supercritical Water, Corrosion, 74: 776-787, 2018. 13. L. Zhang, K. Chen, J. Wang, X. Guo, D. Du*, P.L. Andresen. Effects of zinc injection on stress corrosion cracking of cold worked austenitic stainless steel in high-temperature water environments, Scripta Materialia, 140: 50-54, 2017. 科学研究社会兼职 Social Appointments Corrosion Science， Journal of Nuclear Materials ，Corrosion ， Advances in Mechanical Engineering ， Journal of Materials Engineering and Performance 审稿人 学术成果综合介绍 |
