当前位置:首页 > 师资队伍 > 教师名录
张乐福    
副教授    
    
办公电话    
13524678702
通讯地址    
机动行政办公楼(A楼)332室
电子邮件    
个人主页    
教育背景
时间
毕业院校
学历
1993-1997
华中理工大学机械工程二系
博士
1990-1993
华中理工大学机械工程二系
硕士
1986-1990
华中理工大学机械工程二系
学士
工作经历
1997-2001,华中理工大学,材料科学与工程学院,讲师
2001-2004,日本岩手大学工学部,JSPS博士后研究员
2004-现在,上海交通大学机械与动力工程学院,副教授
出访及挂职经历
2014-2017 上海新闵(东台)重型锻造公司科技副总
研究方向
水冷堆核电站材料腐蚀性能评价
材料应力腐蚀/腐蚀疲劳机理研究
核电站设备老化机理与失效分析
核反应堆水化学
科研项目
2007―2011    国家973项目“超临界水堆关键科学问题的基础研究”,研究骨干
2009―2011    国家自然科学基金项目“镍基690 合金晶界结构优化与耐腐蚀性研究”,负责人
2009―2010    上海核工程研究设计院项目“核电厂二回路碳钢管道流动加速腐蚀性能实验”,负责人
2010―2013    大型先进压水堆核电站重大专项重大共性技术及关键设备、材料研究课题“压水堆核电材料环境相容性研究”子课题“焊接工艺及焊后热处理方法对管道焊接件环境相容性的影响”,负责人
2010―2015    大型先进压水堆核电站重大专项重大共性技术及关键设备、材料研究课题“蒸汽发生器690合金U形管的研制和应用性能研究”,研究骨干
2014-2015     大型先进压水堆核电站重大专项“CAP1400水化学研究”
2014-2015     大型先进压水堆核电站重大专项“690合金管在高温水环境下微动磨损试验”
2015-2016     日立公司“泵、阀材料气蚀机理及可靠性研究”
代表性论文专著
1.Lefu Zhang, Fawen Zhu, and Rui Tang. Corrosion mechanisms of candidate structural materials for supercritical water-cooled reactor. Frontiers of Energy and Power Engineering in China 3 (2):233-240, 2009.
2.Lefu Zhang, Seiki Takahashi and Yasuhiro Kamada, “Quench-induced martensitic transformation in austenitic stainless steel after tensile deformation at elevated temperature”, Scripta Materialia 57 (2007) 711–714.
3.S.Takahashi, L. Zhang, S. Kobayashi, Y. Kamada, H. Kikuchi, and K. Ara, “Analysis of minor hysteresis loops in plastically deformed low carbon steel”, Journal of Applied Physics, 98 (2005), 033909 1-8.
4.Lefu Zhang, Seiki Takahashi, Yasuhiro Kamada, Hiroaki Kikuchi, Katsuyuki Ara, Masaya Sato and Takashi Tsukada, “Magnetic Properties of SUS 304 Austenitic Stainless Steel after Tensile Deformation at Elevated Temperatures”, Journal of Materials Science Letters, 40 (2005) 2709-2711. (in English, SCI)
5.S. Takahashi, L. Zhang, “Minor Hysteresis Loop in Fe Metal and Alloys”, Journal of the Physical Society of Japan, 73 (2004) 1567-1575. (in English, SCI)
6.Lefu Zhang, Yasuhiro Kamada, Hiroaki Kikuchi, Khalid Mumtaz, Katsuyuki Ara, Seiki Takahashi, Masaya Sato, “Magnetic transition temperatures of some model alloys for simulating radiation induced segregation in austenitic stainless steel”, Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 271 (2004) 402-408.
7.SCC susceptibility of type 316Ti stainless steel in supercritical water[J], Journal of nuclear materials (SCI B), 458(2015) 206-215.
8.SCC crack growth rate of cold worked 316L stainless steel in PWR environment. Journal of Nuclear Materials 456 (2015):228-234, 2015.
9.The effect of temperature on the SSRT behavior of austenitic stainless steels in SCW. Journal of Nuclear Materials 454 (1-3):274-282, 2014
10.奥氏体不锈钢在超临界水环境中的应力腐蚀开裂性能研究[J]. 腐蚀科学与防护技术,2014,02:143-148.
11.锌对316L奥氏体不锈钢氧化膜影响的XPS分析[J]. 上海交通大学学报,2014,03:417-421.
12.Electrochemical and XPS investigation of the corrosion behavior of Alloy 690 at high-temperature water , Source of the Document Journal of Solid State Electrochemistry 19 (8), pp. 2265-2273,2015
13.Mechanical polishing, surface roughness, near-surface deformation, and electrochemical corrosion of Alloy 690TT , Surface and Interface Analysis 47 (12), pp. 1120-1126,2015




教学工作
1.课程名称: 核反应堆材料与水化学
  授课对象: 本科生
  学时数: 36学时
  学分:2学分
2.课程名称: 核工程导论
  授课对象: 本科生
  学时数: 18学时
  学分:1学分
3. 课程名称: 核反应堆材料
  授课对象: 硕士/博士研究生
  学时数: 54学时
  学分:3学分
软件版权登记及专利
高性能氧化锆陶瓷超微粉生料及制备工艺,专利号:02115615.8
陶瓷插芯毛坯的挤出成型模具及成型工艺,专利号:02115604.2
学术兼职
能源行业核电标准化技术委员会(NEA/TC2)委员
国际第四代核能论坛(GIF)超临界水冷堆(SCWR)技术委员会中国副代表
中国核学会教育咨询委员会委员
荣誉奖励
暂无
已上传文件
Email:sjtume@sjtu.edu.cn
地址:上海市东川路800号闵行机械群楼 邮编:200240
Copyright © 2012-2013.
上海交通大学机械与动力学院    版权所有