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[学位论文] 作者：谭季波,,
来源： 年份：2016
腐蚀疲劳(CF)是核电站关键设备寿命设计、安全评估、延寿评估必须考虑的因素之一。运行经验及研究均表明,CF是核电结构材料环境致裂的潜在形式之一。现行的ASME疲劳设计曲线...
[期刊论文] 作者：张震,吴欣强,谭季波,
来源：中国腐蚀与防护学报 年份：2020
以评价腐蚀机制为背景介绍了电化学噪声信号处理方法的发展现状,综述了应力腐蚀开裂过程中的电化学噪声信号测试和解析方法,讨论了电化学噪声技术原位监测高温高压水应力腐蚀...
[期刊论文] 作者：谭季波,吴欣强,韩恩厚,,
来源：中国腐蚀与防护学报 年份：2012
综述了核级碳钢、低合金钢、不锈钢发生动态应变时效(DSA)的反常特征、影响因素及机制,讨论了DSA与高温高压水环境因素的交互作用对核电材料环境致裂的可能影响。指出了当前...
[会议论文] 作者：宁方强, 谭季波, 吴欣强,,
来源： 年份：2004
压水堆(PWR)核电站运行时,蒸汽发生器(SG)传热管与支撑板/管板之间形成的几何缝隙会严重影响缝隙内外氧化膜的形成和生长,而氧化膜的性质和稳定性是影响SG传热管抗腐蚀性...
[会议论文] 作者：韩恩厚,吴欣强,谭季波,
来源：第十九届全国疲劳与断裂学术会议 年份：2018
疲劳是保障核电站关键部件安全与可靠性的重要因素。例如，核一级设备反应堆压力容器从设计时就必须有疲劳性能数据并开展疲劳设计，当进行寿命延长或核电站运行许可证延续时......
[会议论文] 作者：谭季波,吴欣强,韩恩厚,柯伟,
来源：第七届全国腐蚀大会 年份：2013
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[会议论文] 作者：谭季波,吴欣强,韩恩厚,柯伟,
来源：第十三届全国青年腐蚀与防护科技论文讲评会暨第十一届中国青年腐蚀与防护研讨会 年份：2012
研究了核级316L不锈钢在高温高压水中腐蚀疲劳裂纹起始和扩展特征。结果表明，腐蚀疲劳裂纹主要萌生于表面微坑和驻留滑移带。疲劳断口呈准解理、扇形花样、梯田台阶状和明......
[期刊论文] 作者：谭季波,王翔,吴欣强,韩恩厚,
来源：金属学报 年份：2021
设计了一种管状疲劳试样,高温高压水流经试样内部,试样外部与空气接触.利用管状试样研究了316LN不锈钢高温高压水腐蚀疲劳性能,重点关注了应变速率对其疲劳性能的影响.实验结果表明,高温高压水环境降低了316LN不锈钢的疲劳强度,且疲劳寿命随应变速率降低而降低;......
[会议论文] 作者：吴欣强,谭季波,徐松,韩恩厚,柯伟,,
来源：金属学报 年份：2015
通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验,研究了核级低合金钢环境疲劳损伤规律与控制机理,构建了一个植入环境效应的疲劳设计模型,给出了便于工程应用的环境疲劳设计曲线,并...
[会议论文] 作者：谭季波,韩恩厚,吴欣强,徐雪莲,刘晓强,
来源：第八届全国腐蚀大会暨第217场中国工程科技论坛 年份：2015
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[会议论文] 作者：谭季波,吴欣强,韩恩厚,刘晓强,徐雪莲,
来源：第八届全国腐蚀大会暨第217场中国工程科技论坛 年份：2015
680合金广泛用作压水堆核电站中的蒸汽发生器传热管,在服役过程中可能遭受腐蚀疲劳损伤.许多运行经验及研究结果表明[1,2],轻水堆环境能够显著降低核电结构材料的疲劳寿命.现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆环境对核电结构材料疲劳性能的影响,可能存在......
[会议论文] 作者：吴欣强,谭季波,徐松,李江,韩恩厚,柯伟,
来源：第十届海峡两岸材料腐蚀与防护研讨会 年份：2016
轻水堆核电站关键设备的服役损伤与寿命评价主要基于其材料性能数据的积累、环境失效机制的理解和评价模型或方法的构建.目前广泛应用的ASME疲劳设计曲线并未充分考虑环境、...
[期刊论文] 作者：宋丰轩,张新明,刘胜胆,白谭,韩念梅,谭季波,
来源：航空材料学报 年份：2013
采用光学显微镜（OA）、扫描电镜（SEM）、透射电镜（TEM）等手段和电化学、浸蚀、慢应变速率拉伸（SSRT）等测试方法，研究不同固溶热处理制度对7050铝合金板材微观组织和腐蚀性能的影响。结果......
[会议论文] 作者：吴欣强,谭季波,韩恩厚,柯伟,刘晓强,徐雪莲,
来源：2016年全国环境敏感断裂学术研讨会 年份：2016
压水堆(PWRs)核电站设备的服役弱(老)化问题贯穿电站的整个寿命周期，特别是一回路压力边界的设计、管理和寿命评价是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键.核电设备的...
[会议论文] 作者：谭季波,吴欣强,韩恩厚,柯伟,刘晓强,徐雪莲,
来源：第十七届全国疲劳与断裂学术会议 年份：2014
690合金拥有优异的抗腐蚀性能与力学性能，广泛用作核电站蒸汽发生器传热管.690合金传热管连接压水堆核电站一回路和二回路，在传热过程中，由于热分层导致的热应力、两侧水流速度不均导致的振动，承受交变载荷.许多运行经验和研究均表明，腐蚀疲劳是核电结构材料失效的主......
[会议论文] 作者：谭季波,刘晓强,徐雪莲,吴欣强,韩恩厚,王翔,
来源：The 4th International Symposium on Materials and Reliability 年份：2015
690合金广泛用作压水堆核电站中的蒸汽发生器传热管,在服役过程中可能遭受腐蚀疲劳损伤.许多运行经验及研究结果表明,轻水堆环境能够显著降低核电结构材料的疲劳寿命.现行的ASME疲劳设计曲线没有充分考虑轻水堆环境对核电结构材料疲劳性能的影响,可能存在安全裕......
[期刊论文] 作者：吴欣强,戎利建,谭季波,陈胜虎,胡小锋,张洋鹏,张兹瑜,
来源：金属学报 年份：2023
结构材料是制约铅冷快堆建设的关键因素之一，原因是其组成元素在液态Pb-Bi共晶（LBE）中会发生不同程度的溶解，影响结构安全。候选结构材料铁素体/马氏体钢T91与不锈钢316在550℃饱和氧LBE环境中发生快速氧化腐蚀；溶解氧浓度降至1.26×10-6%（质量分数）可减轻T91的液态LBE......
[会议论文] 作者：谭季波[1]刘晓强[2]徐雪莲[2]吴欣强[1]韩恩厚[1]王翔[1],
来源：The 4th International Symposium on Materials and Reliability 年份：2015
690合金广泛用作压水堆核电站中的蒸汽发生器传热管,在服役过程中可能遭受腐蚀疲劳损伤.许多运行经验及研究结果表明,轻水堆环境能够显著降低核电结构材料的疲劳寿命.现...
[期刊论文] 作者：刘晓强,徐雪莲,谭季波,王媛,吴欣强,郑宇礼,孟凡江,韩恩厚,,
来源：中国腐蚀与防护学报 年份：2015
针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解...
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