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个人资料 部门：机械工程学院 部门：机械工程学院 职务： 研究方向： 核电结构强度、疲劳断裂、智能装备制造技术 {"data":[{"fieldValue":"核电结构强度、疲劳断裂、智能装备制造技术"}]} 联系电话：13738051528 电子邮箱：linjunx@zjut.edu.cn 办公地址： 广知楼C215,个人资料 部门：机械工程学院 部门：机械工程学院 职务： 研究方向： 核电结构强度、疲劳断裂、智能装备制造技术 {"data":[{"fieldValue":"核电结构强度、疲劳断裂、智能装备制造技术"}]} 联系电话：13738051528 电子邮箱：linjunx@zjut.edu.cn 办公地址： 广知楼C215,个人简介  主要从事核电设备结构强度分析、安全性评定、核电智能装备技术、材料疲劳、断裂及失效分析等。目前已在《Journal of Nuclear Materials》、《Nuclear Engineering & Design》、《Progress in Nuclear Energy》、《Journal of Materials Engineering and Performance》、《核动力工程》、《工程力学》等国内外核电知名期刊上以第1作者及通讯作者发表论文近20余篇。主持国家自然科学基金青年基金项目1项，浙江省公益项目1项；申请及授权发明专利20余项。主持大型先进压水堆核电站国家重大专项“CAP1400蒸汽发生器传热管微动疲劳研究”；大型先进压水堆核电站国家重大专项“核反应堆堆内构件压紧弹性环（HDS）的试验研究”；大型先进压水堆核电站重大专项“堆内构件用不锈钢力学性能试验研究”；主持国家核电揭榜挂帅项目“压水堆堆外核测系统智能诊断技术研究与应用”；核电专项“核电管道冰塞适应性研究、智能化冰塞设备研发及安全评价系统开发”等。 科研项目 1）纵向项目（1）国家自然科学基金项目. 复杂载荷条件下核压力容器双道O形环密封机理及完整性评价研究；（2）浙江省公益技术研究项目. 核电管道冰塞隔离技术安全评估及工艺开发. 浙江省公益技术研究项目；（3）机器人智能激光加工的综合课程建设. 2021年教育部协同育人项目。2）核电项目（1）国家核电揭榜挂帅项目“压水堆堆外核测系统智能诊断技术研究与应用”；（2）核电专项：核电管道冰塞适应性研究、智能化冰塞设备研发及安全评价系统开发；（3）先进压水堆核电站国家重大专项“CAP1400蒸汽发生器传热管微动疲劳研究”；（4）大型先进压水堆核电站国家重大专项“核反应堆堆内构件压紧弹性环（HDS）试验研究”；（5）核电专项：大型过盈配合件热拆一体化装置研究可行性技术；（6）核电专项：秦二厂2022-2023年度堆芯仪表间检修专用工器具研发；（7）核电专项：秦山核电冰塞工艺对材料力学性能影响评估项目；（8）核电专项：秦山第二核电厂电缆霉菌形成机理及安全评估技术服务合同；（9）核电专项：秦山核电M310机组核岛工艺用除盐水微生物分析及安全评估项目。3）政府项目：（1）浙江工业大学-海盐县通元镇技术服务协议书；（2）浙江工业大学-慈溪市新浦镇技术转化合作；（3）浙江工业大学-海盐县沈荡镇企业新型产业人才科技服务；（4）浙江工业大学-海盐县望海街道企业人才技术发展咨询；（5）浙江工业大学-海盐科技局合作协议；（7）浙江工业大学-海盐人社局合作协议；（8）浙江工业大学-南浔区联合研发中心合作协议。4）与企业共建研发中心（1）嘉兴金凌-浙江工业大学高端紧固件工程研发中心；（2）浙江工业大学-浙江友邦智能家居工程技术研发中心。 科研成果 部分文章：[1]  Xie L J*, Ren X, Shen M X. Parameter correlation of high-temperature creep Constitutive equation for RPV metallic materials[J]. Journal of Nuclear Materials, 2015, 465: 196-203.[2]  Xie Lin jun, Xue Guo hong, Zhang Ming. Evolution law of the friction coefficient and fatigue test of the hold-down spring model for nuclear reactor vessel internals[J]. Progress in Nuclear Energy, 2018, 105: 160-166.[3]  Xie Lin jun, Xue Guo hong, Zhang Ming. Research on friction coefficient of nuclear Reactor Vessel Internals Hold Down Spring: Stress coefficient test analysis method[J]. Nuclear Engineering and Design, 2016, 304(Aug.): 11-18.[4]  Xie L, Xue G, Ming Z. Friction coefficient and limiter load test analysis by flexibility coefficient model of Hold-Down Spring of nuclear reactor vessel internals[J]. Kerntechnik, 2017, 82(5): 579-585.[5]  Xie L J, Ning D, Yang Y Z. Experimental Study on Creep Characterization and Lifetime Estimation of RPV Material at 723-1023K[J]. J Mater Eng Perform, 2017, 26(2): 1-9.[6]  Xie Lin Jun, Li Qun, et al. Parameter correlation of high-temperature creep constitutive equation for RPV metallic materials[J]. J NUCL MATER ,2015, 465:196-203.[7]  Lin jun Xie*, Chang xun Wang, Wei Zhang. Stress Distribution and Safety Evaluation of Pipeline in Ice Plug of Nuclear Power[J]. Nucl Sci Eng 2022, 196(2): 221-223.[8]  Xie Lin jun, Shen Ming xue, Dong Chen chen. Flange Gasket Sealing Structure Pretightening Force Analysis: Variable-load Pretightening Model[J]. Adv Mech Eng. 2017, 9(3): 1-10.[9]  Wei Zhang, Han bo Lin, Lin jun Xie*, Frictional wear characteristics of nickel-based alloy and reactor material in pressure vessel reactor[J]. Kerntechnik. 2022; 87(3): 278-286.[10]  Yong Ran, Jianhui Liu, Linjun Xie*. Multiaxial fatigue life prediction method considering notch effect and non-proportional hardening[J], Engineering Failure Analysis, 2022, 136:)[11]  Jianhui Liu, Rong Zi, Yaobing Wei*, LinjunXie*, Jian Sun, Bin Li. A stress gradient-based fatigue life prediction method for multiaxial notched specimen considering additional hardening effect[J], International Journal of Pressure Vessels and Piping, 2022, 195:[12] 谢林君*, 任欣, 周深彪, 于改革. 高压容器封头螺柱预紧过程中的弹性相关性, 动力工程学报, 2010, 30(9): 720-725.[13] 谢林君*,任欣.高温高压容器封头安装中螺柱应力试验, 核动力工程, 2011, 32(3): 122-126.[14] 谢林君*,任欣.高温高压容器封头密封结构连接螺柱预紧应力研究,石油化工设备, 2010, 39(5): 9-13.[15] 谢林君*, 任欣, 董晨晨,应丽. 八角垫高压密封结构预紧力分析和试验研究, 工程力学, 2014, 31(6): 239-244. [16] 谢林君*, 沈昕,林韩波,张维,胡明磊,边春华.工业管道液氮冰塞试验及其应力分布研究[J]. 低温工程, 2020, 6:38-43.[17] 林韩波,唐力晨,钱浩,陈闰洛,王昌训, 谢林君*. 核电690合金传热管的微动疲劳试验及损伤机理研究[J]. 摩擦学学报, 2022, 1-16. 学生第1.[18] 陈闰洛, 叶锦淼, 郑磊, 徐阳锋, 林韩波, 谢林君*. 核电用Inconel 690合金管微动磨损损伤机理研究[J]. 材料工程: 1-12. 学生第1.部分发明专利：[1] 谢林君, 徐阳锋, 郑磊. 一种核电管道冰塞安全试验装置. 中国：202210588557.6.[2] 谢林君, 王昌训, 叶锦淼. 一种管道运作中冰塞隔离试验装置. 中国：202210426682.7.[3] 谢林君, 王昌训, 郑磊. 一种用于不同管径的新型冰塞夹套装置. 中国：202210426653.0.[4] 谢林君, 林韩波. 基于人体红外感应的暖风机. 中国：202011119674.5.[5] 谢林君, 林韩波. 全覆盖型人体红外探测器. 中国：202011120847.5.[6] 谢林君, 林韩波. 人体红外感应的暖风机跟踪送风控制系统及方法.中国：202011119711[7] 谢林君, 林韩波, 沈昕. 一种双探头高覆盖式人体红外探测装置. 中国：202011119703.8.[8] 谢林君, 林韩波, 沈昕. 基于导轨式人体红外感应的暖风机结构. 中国：202011127872.6.[9] 谢林君, 沈昕, 林韩波. 自动螺丝螺母装配专机. 中国：202011120862.X.[10] 谢林君, 沈昕. 一种基于图像识别气动调节自动定位的快速机械吸盘装置. 中国：202011119695.7.[11] 谢林君, 刘广宇.自动数显多方位压力容器棱角度测量装置. 中国：201621063694.4.[12] 谢林君, 钱浩. 对称式线接触微动疲劳试验微动载荷加载装置. 中国：201511029519.3.[13] 谢林君, 沈明学自协调式微动疲劳试验横向微动加载装置. 中国：201520307610.6.[14] 谢林君, 任欣, 沈明学. 圆环结构金属构件摩擦系数的测试装置. 中国：201410805257.4.[15] 谢林君, 任欣, 沈明学. 管材微动疲劳试验横向微动加载装置. 中国：201420736299.2.[16] 谢林君, 唐力晨, 任欣. 空心管材微动疲劳试验的夹具结构. 中国：201410169800.6. 教学与课程 育人成果 硕士生姓名：沈  昕 论文题目：核电管道冰塞过程的力学分析及安全性研究姓名：林韩波 论文题目：蒸汽发生器690合金传热管微动磨损-腐蚀行为研究姓名：陈闰洛 论文题目：蒸汽发生器690合金传热管微动疲劳试验及损伤机理研究姓名：王昌训 论文题目：热流耦合作用下核电管道冰塞形成实验及机理研究姓名：徐阳锋 论文题目：核电管道冰塞工况下冰与管壁的黏附机理及其安全性能分析姓名：金 鹏  论文题目：压水堆堆外核测系统核心卡件故障智能诊断及预测技术研究姓名：郑 磊  论文题目：核电站轴套类过盈配合件热拆卸机理及实验研究姓名：叶锦淼 论文题目：..........................................姓名：陈可刘 论文题目：.......................................... 社会服务 社会兼职及荣誉：中国机械工程学会材料分会青年工作委员会委员海盐县人才顾问海盐县引才大使浙工大海盐技术转移中心负责人2018-2021连续4届海盐县优秀科技合作大使