【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F_en（N_air/N_water）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