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核级奥氏体不锈钢高温高压水腐蚀疲劳损伤机制及环境疲劳设计模型

报告人:谭季波 副研究员 中国科学院金属研究所

主持人:尹付成 教授,执行院长

时 间:2019年9月6日(星期五)上午10:00-11:30

地 点:金沙网投国际平台319学术报告厅

学术报告情况简述:

【报告内容】环境疲劳在核电站安全设计、运行、检修、安全评估、寿命预测和延寿评估等方面至关重要。目前广泛使用的ASME疲劳设计曲线没有包含轻水堆环境的影响,存在安全裕度不足的缺陷。美国核管会于2007年颁布RG1.207导则,要求新建核电站疲劳设计必须考虑轻水堆环境的影响。本报告主要介绍了核级奥氏体不锈钢(316LN不锈钢、304不锈钢)在常温、高温空气环境中的疲劳性能,利用Langer方程拟合,获得了核级奥氏体不锈钢在空气中的平均曲线和设计曲线。针对高温高压水环境,主要考虑温度、溶解氧、应变速率对其腐蚀疲劳性能的影响,利用环境疲劳校正因子Fen(Nair/Nwater)的方法获得了不同因素对疲劳寿命的影响规律,建立了核级奥氏体不锈钢环境疲劳设计模型。结合线性累积损伤理论,提出了评价核电关键设备在服役过程中环境疲劳损伤的方法。

【报告人简介】谭季波,中国科学院金属研究所副研究员。2010年毕业于中南大学,2016年毕业于中国科学技术大学,获工学博士学位,师从韩恩厚研究员和吴欣强研究员。主要从事核电结构材料环境疲劳损伤行为以及机理研究,首次建立了国产核级低合金钢、奥氏体不锈钢和镍基合金环境疲劳设计模型。2016年获中国核能行业协会科学技术奖一等奖(排名第六),2018年获中国科学院科技促进发展奖(排名第六)。目前主持国家自然科学基金1项、国家重点研发计划子课题之专题1项、企业委托项目1项,参加国家科技重大专项2项。作为技术负责人,承担和完成了上海核工程研究设计院、环境保护部核与辐射安全中心、中广核研究院和中国工程物理研究院等单位委托的横向课题10余项。在Corrosion Science、Corrosion、Journal of Nuclear Materials等期刊上发表SCI论文17篇,申请国家专利9项,授权4项,编写中国核学会团体标准2项。

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材料设计及制备技术湖南省重点实验室

2019年9月3日