三代压水堆结构材料环境疲劳行为与评价技术研究

　　四代铅冷快堆结构材料环境相容性研究

　　主持中科院“青促会”项目、中核集团“菁英人才”项目、国家重点研发计划子课题分任务、国家自然科学基金面上项目与青年项目、中国科学院标准化研究项目专题等，承担中核集团、中广核以及国电投等企业委托项目10余项，经费超过2000万元。主要开展三代压水堆结构材料环境疲劳行为与评价技术研究与四代铅冷快堆结构材料环境相容性研究。研发了高温高压水腐蚀疲劳试验测试技术与装置，揭示了国产压水堆用结构材料环境疲劳损伤机理，建立了国产核级低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金环境疲劳寿命模型（图1），已应用于我国压水堆核电站设计、安审和延寿评估。针对四代铅冷快堆，研发了液态铅铋环境中的溶解氧监测/控制技术、静态腐蚀浸泡、慢应变速率拉伸/蠕变与疲劳试验技术与装置，获得了燃料包壳用T91钢、FeCrAl、ODS-FeCrAl等材料在液态铅铋环境中的腐蚀损伤机理与腐蚀速率预测模型，积累了T91钢与316不锈钢在液态铅铋环境中的疲劳寿命与疲劳裂纹扩展速率数据，从原子尺度上揭示了其液态铅铋脆化机理（图2）。

图1 压水堆结构材料高温高压水腐蚀疲劳

图2 结构材料液态铅铋环境相容性评价技术与行为研究

1)“T/CNS 3-2018《核电厂金属材料高温高压水中划伤再钝化试验方法》等4项标准”获中国标准创新贡献二等奖，2020，2020-60-2-04-R03，排名第三

2)“核电材料测试技术与成套装备及安全评价应用团队”获“中国科学院科技促进发展奖”，2018，排名第六

3)压水堆核电高温高压水环境材料损伤关键测试技术装备与应用，中国核能行业协会科学技术奖，技术发明一等奖，2016，编号：2016HNJ01R-06，排名第六

1) B.Q. Xue,J.B. Tan (通讯作者),Z.Y. Zhang,X. Wang,X.Q.Wu,E.-H. Han,W. Ke. Effect of temperature on low cycle fatigue behavior of T91 steel in liquid lead-bismuth eutectic environment at 150–550 ^oC,International Journal of Fatigue 167 (2023) 107344

2) Z. G. Zhu,Q. Zhang,J.B. Tan (通讯作者),X.Q.Wu,H.B. Ma,Z.Y. Zhang,Q.S. Ren,E.-H. Han,X. Wang,Corrosion behavior of T91 steel in liquid lead-bismuth eutectic at 550 ^oC: Effects of exposure time and dissolved oxygen concentration,Corrosion Science 204 (2022) 110405

3) Z. G. Zhu,J.B. Tan (通讯作者),X.Q.Wu,Z.Y. Zhang,E.-H. Han,X. Wang,Corrosion behaviors of FeCrAl alloys exposed to oxygen-saturated static lead bismuth eutectic at 550^oC,Corrosion Science 209 (2022) 110767

4) F.Q. Ning,X. Wang,Y. Yang,J.B. Tan (通讯作者),Z.Y. Zhang,D.Jia,X.Q.Wu,E.-H. Han. Uniform corrosion behavior of FeCrAl alloys in borated and lithiated high temperature water. Journal of Materials Science & Technology. 70 (2021)?136-144

5) 谭季波，王翔，吴欣强，韩恩厚，316LN不锈钢管状试样高温高压水的腐蚀疲劳行为，金属学报，57（2021）309-316

6) J. Gao,C.Liu,J.B. Tan (通讯作者),Z.Y. Zhang,X.Q.Wu,E.-H. Han,R.Shen,B.X. Wang,W. Ke. Environmental fatigue correction factor model for domestic nuclear grade low-alloy steel,Nuclear Engineering and Technology,53 (2021) 2600-2609

7) J.B. Tan,Z.Y. Zhang,H. Zheng,X. Wang,J. Gao,X.Q. Wu,E.-H. Han,S.L. Yang,P.T. Huang. Corrosion fatigue model of austenitic stainless steels used in pressurized water reactor nuclear power plants. Journal of Nuclear Materials 541 (2020) 152407

8) J. Gao,Z.Y. Zhang,J.B. Tan (通讯作者),X.Q. Wu,E.-H. Han,W. Ke. Environmentally assisted fatigue behavior of 308L weld metal in borated and lithiated high-temperature water. Journal of Nuclear Materials. 539 (2020) 152365

9) Z.Y. Zhang,J.B. Tan,X.Q. Wu. Effects of temperature on corrosion fatigue behavior of 316LN stainless steel. Corrosion Science,146 (2019) 80-89

10) Z. Zhang,X.Q. Wu,J.B. Tan. In-situ monitoring of stress corrosion cracking of 304 stainless steel in high temperature water by analyzing acoustic emission waveform. Corrosion Science,146 (2019) 90-98

11) Z.Y. Zhang,J.B. Tan,X.Q. Wu,E.-H. Han,W. Ke. Synergistic effect of mechanical and environmental damages of 316LN stainless steel under different fatigue strain amplitudes in high-temperature pressurized water. Materials Science and Engineering: A,743 (2019) 243-250

12) J.B. Tan,X.Q. Wu,E.-H. Han,W. Ke,X. Wang,H.T. Sun. Strain-rate dependent fatigue behavior of 316LN stainless steel in high-temperature water. Journal of Nuclear Materials,489(2017) 33-41

13) J.B. Tan,X.Q. Wu,E.-H. Han,X.Q. Liu,X.L. Xu,H.T. Sun. The effect of dissolved oxygen on fatigue behavior of Alloy 690 steam generator tubes in borated and lithiated high temperature water. Corrosion Science,102 (2016) 394-404

14) J.B. Tan,X.Q. Liu,X.L. Xu,E.-H. Han,X.Q. Wu,X. Wang. Environmentally assisted fatigue evaluation model of Alloy 690 steam generator tube in high temperature water. Corrosion,72(2016) 655-664

15) J.B. Tan,X.Q. Wu,E.-H. Han,W. Ke,X.Q. Liu,F.J. Meng,X.L. Xu. Corrosion fatigue behavior of Alloy 690 steam generator tube in borated and lithiated high temperature water,Corrosion Science,89 (2014) 203-213

16) J.B. Tan,X.Q. Wu,E.-H. Han,W. Ke,X.Q. Liu,F.J. Meng,X.L. Xu. The role of TiN inclusions in fatigue behavior for Alloy 690 steam generator tube in borated and lithiated high temperature water. Corrosion Science,88 (2014) 349-359

近期获得专利：

1) 谭季波，吴欣强，韩恩厚，张兹瑜，王翔，一种管状试样高温高压水腐蚀疲劳试验装置，发明专利，申请号：ZL 201810115400.5，授权公告日：2021.7.23.

2) 谭季波，吴欣强，韩恩厚，王翔，高温高压水中疲劳试样标距段应变的原位实时监测系统，发明专利，专利号：ZL 201310554160.6，授权公告日：2016.1.13.

3) 谭季波，吴欣强，韩恩厚，王翔，一种高温高压水微动疲劳正压力施加装置，实用新型专利，专利号：ZL 201920926815.0，授权公告日：2020.3.20.

4) 谭季波，廖家鹏，钱浩，唐力晨，李晨，谢永诚，刘畅，王翔，吴欣强，一种带高温高压循环水的微动疲劳试验装置，实用新型专利，专利号：ZL 201720447176.0，授权公告日：2018.1.12.

5) 谭季波，张强，王翔，吴欣强，任啟森，李锐，韩恩厚，孙博宇，一种高温液态铅铋环境中的慢拉伸及蠕变试验装置及使用方法，实用新型专利，专利号：ZL 202120775739.5，授权公告日：2022.1.14

6) 谭季波，张强，王翔，吴欣强，任啟森，李锐，孙博宇，韩恩厚，一种高温液态铅铋环境中的疲劳试验装置及使用方法，实用新型专利，专利号：ZL 202120775649.6，授权公告日：2022.1.14

标准：

1) T/CNS 4—2018 核电厂金属材料高温高压水中腐蚀疲劳试验方法，中国核学会团体标准，韩恩厚，谭季波，吴欣强，张宏伟，白亚奎，王家贞，姜峨，杜东海

2) T/CNS 12—2019 压水堆核电厂金属材料环境疲劳影响模型，中国核学会团体标准，韩恩厚，谭季波，吴欣强，刘晓强，刘畅，张旭

3) T/CNS 21—2020 核电厂金属材料高温高压水中微动疲劳试验方法，中国核学会团体标准，韩恩厚，谭季波，吴欣强，白亚奎，孙晨

4) T/CNS 52—2021 核电厂金属材料高温高压水中环境致裂声发射原位监测试验方法，中国核学会团体标准，谭季波，张震，陈松，韩恩厚，吴欣强，徐健，陈轩，戴扬

5) T/CNS 77—2022 核电金属结构材料液态铅铋控氧环境中腐蚀浸泡试验方法，中国核学会团体标准，谭季波，吴欣强，张强，韩恩厚，邓平

6) T/CNS 78—2022 核电金属结构材料液态铅铋控氧环境中慢拉伸试验方法，中国核学会团体标准，谭季波，吴欣强，张强，韩恩厚，邓平

学术活动：

1) 谭季波，吴欣强，韩恩厚，核级低合金钢高温高压水腐蚀疲劳损伤机理及环境疲劳寿命模型，全国腐蚀大会，分会场特邀报告，南昌，2019.10.24-26

2) 谭季波，宁方强，杨英等，燃料包壳用FeCrAl合金环境腐蚀行为研究，第六届核电厂腐蚀与防护会议，大会报告（特邀专家），连云港，2020.11.18-20

3) 谭季波，张兹瑜，吴欣强等，核级奥氏体不锈钢及其焊缝材料环境疲劳行为研究，第六期全国疲劳学术研讨会，大会报告，天津，2021.5.28-30

4) 谭季波，王翔，张兹瑜等，管状316LN不锈钢高温高压水腐蚀疲劳行为研究，第十一届全国腐蚀与防护大会，分会场特邀报告，沈阳，2021.7.2-4

5) 谭季波，薛宝权，吴欣强，韩恩厚，温度对T91钢液态铅铋腐蚀疲劳行为的影响，第二十一届全国疲劳与断裂学术会议，分会场特邀报告，青岛，2022.8.21-24