李强，男，博士，研究员。
研究领域：
从事锆合金腐蚀及显微组织方面的研究工作。锆合金是以锆为基体加入其它合金元素组成的合金，常见的合金化元素有Sn、Nb、Fe、Cr、Ni、Cu等。锆合金具有熔点高，热膨胀系数小，导热率高，热中子吸收截面小以及良好的机械性能，与UO2相容性好且容易加工等特点，并对300-400 ℃的高温高压水和过热蒸汽具有良好的耐腐蚀性能，因此，锆合金被广泛用作水冷反应堆的元件包壳材料。
随着核电朝着提高燃料燃耗，延长燃料元件换料周期，提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展，对锆合金的性能也提出了更高的要求，因此，近年来世界多国在改善锆合金性能方面进行了大量的研究工作。为了实现锆合金的“中国造”和高性能锆合金的国产化，国内也进行的大量的研究工作，推动了锆合金的发展。
科研成果：
作为周邦新院士科研组骨干成员，一直从事锆合金腐蚀及显微组织方面的研究工作。负责及参加完成了多项与锆合金腐蚀问题相关的国防科研和武器装备预研基金项目、国家自然科学基金项目以及企业研发项目。团队获得2011年 “国防科学技术进步一等奖”和2012年 “国家科技进步二等奖”；授权锆合金发明专利14项，2项专利实现了技术转让。研发的几种新锆合金材料堆外条件下耐腐蚀性能优于国际上几种商用合金，其中一种合金已被中广核公司选用并入堆考验，另一种合金被国家核电技术公司选作入堆辐照考验的候选材料。
个人在××元件的燃料颗粒涂层工艺研究及××艇换料Zr-2-B4C控制棒元件的研制中发挥了重要作用，并获部级科技进步二、三等奖各一项，发明专利一项。
联系方式：liqiang@shu.edu.cn




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