个人简历

 

 

 

    吴欣强,男,博士,中国科学院金属研究所研究员,博士生导师,金属所“引进优秀学者”(2005年),“辽宁省直属机关青年五四奖章”获得者(2011年)。1971年12月生于湖北省赤壁市;1993年7月毕业于哈尔滨船舶工程学院金属材料与热处理专业获学士学位;1996年2月毕业于哈尔滨工程大学机械学专业获硕士学位;1999年6月毕业于中国科学院金属研究所材料学专业获博士学位;同年7月到原中国科学院金属腐蚀与防护研究所博士后流动站工作。2001年1月晋升为副研究员。2001年2月至2002年2月获韩国BK-21计划资助赴韩国科学技术院(KAIST)、2002年3月至2005年3月获日本STX-21计划资助赴日本国立材料科学研究所(NIMS)从事核电材料服役

    研究员:吴欣强博士

损伤研究。2005年入选金属所“引进优秀学者”回国,负责材料高温高压水腐蚀损伤与评价技术研究组。2008年9月晋升为

研究员。现为中国腐蚀与防护学会青年工作委员会副主任、中国腐蚀与防护学会环境敏感断裂专业委员会副秘书长、中国腐蚀与防护学会耐蚀金属材料专业委员会、中国腐蚀与防护学会电网腐蚀防护与安全专业委员会委员、辽宁省腐蚀与防护学会常务理事及耐蚀金属材料专业委员会主任委员、辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室副主任;2015年起任Indian Journal of Chemical Technology

(ISSN: 0971-457X)的编委;2012年11月起分别任《中国腐蚀与防护学报》及《腐蚀科学与防护技术》编委。近年来作为负责人承担了国家973项目子课题及专题、国家科技重大专项专题、重点基金专题、面上基金、中科院重大科研装备研制项目、石化部项目、辽宁省基金、企业委托技术服务与技术开发等30余项课题。主要从事核电材料高温高压水服役损伤行为与评价技术研究。研发了系列高温(室温-700℃)高压(常压-35 MPa)水模拟试验设备及原位测试技术,已授权发明专利18项,2016年获中国核能行业协会科学技术发明奖一等奖(排名第二);澄清了高温水中材料电化学腐蚀热力学和动力学规律及其与水化学、环境损伤的关系;首次试验验证了国产核电材料的环境疲劳强度,建立了其环境疲劳寿命预测与评价模型-IMR模型,并与环保部核与辐射安全中心合作应用于秦山一期核电厂的延寿评估,2017年获中国核能行业协会科学技术奖二等奖(排名第六);从抑制腐蚀开裂的角度推荐了压水堆一回路水化学的优化控制方案和在线监测技术,2017年获中国核工业集团公司科学技术奖三等奖(排名第七)。研究工作也受到国际原子能机构(IAEA)的关注,2008年和2012年两次获得IAEA的官方资助出席核反应堆水化学国际会议(NPC 2008和NPC 2012),报道了研究组在核电高温高压水环境损伤方面的研究进展;2010年6月受韩国原子能院(KAERI)的邀请去该院讲座和交流,2013、2015年两次应邀在亚洲核电厂水化学和腐蚀国际会议上做大会特邀报告,2016年成为核反应堆水化学国际咨询委员会委员,并促使中国成为亚洲核电厂水化学委员会核心成员,作为大会主席成功举办了2017年亚洲核电厂水化学和腐蚀国际会议。共发表学术论文250余篇,其中SCI收录80余篇,SCI引用1500余次(他引1200余次);申请国家发明专利28项,已授权19项;授权国家实用新型专利14项。已培养博士13人,硕士4人,在读博士生6人,其中1名毕业的硕士生获2009年辽宁省优秀硕士论文奖,2012年至2014年连续三年毕业的博士生获中国科学院院长优秀奖,2015-2017年指导的三位在读研究生获得国家奖学金。

 

 

 

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