Исследование и прогнозирование радиационного и теплового охрупчивания материалов эксплуатируемых и перспективных корпусов реакторов ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.09, кандидат наук Юрченко, Елена Владимировна

• Юрченко, Елена Владимировна
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Юрченко, Елена Владимировна

Введение

Глава 1. Анализ механизмов охрупчивания сталей корпусов атомных реакторов типа ВВЭР и формулировка и обоснование задач

исследований

1.1 Введение

1.2 Основные механизмы охрупчивания металлов с ОЦК решеткой

1.2.1 Нейтронное облучение

1.2.1.1 Флюенс нейтронов

1.2.1.2 Флакс нейтронов

1.2.1.3 Энергетический спектр нейтронов

1.2.2 Температура облучения

1.2.3 Химический состав материалов

1.2.4 Металлургические признаки

1.3 Анализ методов прогнозирования радиационного охрупчивания КР

1.4 Анализ имеющихся методов прогнозирования теплового старения корпусных

материалов

Глава 2. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2МФА,

15Х2МФА-А и металла их сварных швов

2.1 Анализ имеющихся нормативных дозовых зависимостей для описания радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-

440

2.2 Построение новых дозовых зависимостей радиационного охрупчивания для материалов КР ВВЭР-440

2.2.1 Основной металл

2.2.2 Металл сварных швов

2.3 Влияние температуры облучения на радиационное охрупчивание материалов

КР ВВЭР-440

2.4 Пороговые и предельные значения содержания фосфора и меди

2.5 Применение дозовых зависимостей радиационного охрупчивания для материалов КР ВВЭР-440 к сталям 15Х2МФА мод. А и Б и их сварным соединениям

2.6 Выводы по Главе 2

Глава 3. Радиационное охрупчивание сталей марок 15Х2ЫМФА и

15Х2НМФА-А и металла их сварных швов

3.1 Анализ имеющихся дозовых зависимостей для описания радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

3.2 Радиационное и тепловое охрупчивание материалов

3.3 Оценка теплового охрупчивания материала

3.4 Оценка радиационного охрупчивания материала

3.4.1 Определение зависимости АТр(Р)

3.4.2 Определение зависимости Ар от химического состава материала

3.4.3 Обсуждение

3.5 Учет влияния меди на радиационное охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000

3.5.1 Основные предпосылки

3.5.2 Оценка параметров модели

3.5.3 Верификация полученной зависимости с экспериментальными данными

3.6 Оценка влияния температуры облучения на радиационное охрупчиванне

3.7 Выводы по Главе 3

ГЛАВА 4. Анализ связи механизмов радиационного охрупчивания и влияния флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР

4.1 Основные механизмы радиационного охрупчивания и выбор исследуемых материалов

4.2 Анализ влияния флакса нейтронов на охрупчнвание материалов при доминировании различных механизмов

4.2.1 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

«А»

4.2.2 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

«С»

4.2.3 Анализ влияния флакса нейтронов, в случае, когда доминирует механизм

«В»

4.3 Выводы по Главе 4

ГЛАВА 5. Новый метод прогнозирования теплового старения материалов КР типа ВВЭР

5.1 Анализ теплового старения материалов КР ВВЭР

5.2 Новый ¡метод оценки предельного охрупчивания при тепловом старении

5.2.1 Основные положения

5.2.2 Процедура прогнозирования

5.3 Экспериментальные исследования

5.3.1 Материал, образцы и методика испытаний

5.3.2 Результаты испытаний

5.3.3 Прогнозирование АТкО)

5.3.4 Результаты фрактографических исследований

5.4 Обсуждение результатов

5.5 Выводы по Главе 5

Глава 6 Корреляция между сдвигами температур хрупкости, определенными по результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения

6.1 Анализ результатов испытаний материалов для корпусов зарубежных реакторов

6.2 Анализ результатов испытаний материалов для КР ВВЭР

6.2.1 Исследуемые материалы

6.2.2 Сопоставление результатов но радиационному охрупчнвашно материалов образцов-свидетелей КР ВВЭР, полученных но результатам испытаний на ударный изгиб и на вязкость разрушения

6.3 Обобщение результатов

6.4 Выводы по Главе 6

Выводы по диссертации

Список литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование и прогнозирование радиационного и теплового охрупчивания материалов эксплуатируемых и перспективных корпусов реакторов ВВЭР»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность:

Корпус реактора (КР) является основным незаменяемым элементом, определяющим ресурс ядерной энергетической установки (ЯЭУ) типа ВВЭР. Ресурс КР в основном определяется его сопротивлением хрупкому разрушению (СХР). Ресурс КР считается исчерпанным, когда отсутствие хрупкого разрушения не может быть гарантированно при любых штатных и аварийных нагрузках. Для адекватной оценки СХР и, следовательно, ресурса 1<Р, необходимо знание о кинетике охрупчивания материалов под воздействием нейтронного облучения и рабочей температуры.

В настоящее время проводится комплекс работ по продлению срока эксплуатации реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Наряду с продлением срока эксплуатации ведутся интенсивные работы по проектированию реакторов ВВЭР нового поколения (поколение 3+). Ясно, что обеспечить обоснованное продление срока эксплуатации реакторов ВВЭР и выполнить оптимальное проектирование новых реакторов возможно только при наличии полной информации о деградации свойств материалов в процессе эксплуатации и, в частности, о кинетике их охрупчивания, обусловленной нейтронным облучением и тепловым старением.

К сожалению, нормативная база экспериментальных данных и нормативные (ПНАЭ Г-7-002-86) зависимости, прогнозирующие охрупчивание материалов КР, достаточно устарели, так как не пересматривались с 1986 года. Выполненный с этого времени комплекс исследований показал, что эти зависимости в ряде случаев дают неадекватный и неконсервативный прогноз.

При проектировании реакторов нового поколения из новых и модифицированных сталей необходимо получать оперативную информацию об их сопротивлении хрупкому разрушению под воздействием нейтронного облучения и теплового старения. Поэтому актуальными являются вопросы, касающиеся методологии использования результатов испытаний образцов, ускоренно облученных (за малое время), для прогноза охрупчивания материала при менее интенсивном облучении типичном для облучения стенки КР.

При разработке технологий изготовления новых или модифицированных сталей для новых реакторов возникает важный технический и финансовый вопрос: до какой степени новые материалы должны быть чистыми по содержанию примесей. Ясно, что если дальнейшее снижение концентрации примесей не приводит к увеличению сопротивления хрупкому разрушению материала, то такое снижение технически нецелесообразно, а финансово затратно. Поэтому, для обеспечения оптимальной технологии изготовления новых и модифицированных

сталей необходимо знание пороговых значении концентрации примесей, ниже которых сопротивление хрупкому разрушению материалов не растет.

Другой, противоположный вопрос возникает при продлении срока эксплуатации КР ВВЭР первых поколений. В этом случае КР более раннего поколения могут быть изготовлены из материалов с высоким содержанием примесей. Для адекватной оценки охрупчивания таких материалов необходимо знать предельные концентрации примесей, выше которых сопротивление хрупкому разрушению не уменьшается.

Кроме того, актуально развитие методов позволяющих давать оперативные прогнозы по тепловому охрупчиванию материалов, протекающему в условиях длительного (60 лет и более) воздействия температур »300 °С.

В связи с изложенным были поставлены следующие цели диссертационной работы:

Цели работы

• Разработка дозо-временных зависимостей, описывающих кинетику охрупчивания корпусных материалов реакторов типа ВВЭР (эксплуатирующихся и проектируемых) под действием нейтронного облучения и теплового старения в процессе эксплуатации.

• Определение закономерностей влияния интенсивности нейтронного облучения на охрупчивание корпусных материалов в зависимости от доминирующих механизмов радиационного повреждения. Оценка возможности использования данных ускоренного облучения для прогнозирования охрупчивания материалов КР при эксплуатации.

• Разработка экспериментально-расчетного метода для ускоренного прогнозирования теплового старения корпусных материалов. Оценка теплового старения материалов КР ВВЭР-1000.

• Установление пороговых значений концентраций примесных элементов в материалах ВВЭР, ниже которых, сопротивление охрупчиванию не увеличивается (сдвиг критической температуры хрупкости не уменьшается). Установление предельных значений концентраций примесных элементов в материалах ВВЭР, выше которых, сопротивление охрупчиванию не уменьшается (сдвиг критической температуры хрупкости не увеличивается).

• Прогнозирование трансформации температурной зависимости вязкости разрушения по данным испытаний образцов на ударный изгиб.

Научная нопнзиа работы

1. Разработана методология прогнозирования радиационного охрупчивания корпусных реакторных материалов и получены новые дозо-временные зависимости для материалов КР ВВЭР, учитывающие влияние примесных и легирующих элементов, а также температуры облучения.

2. Выявлены закономерности и определено влияние интенсивности нейтронного облучения (эффект флакса) на радиационное охрупчивание корпусных материалов ВВЭР (сдвиг критической температуры хрупкости), в зависимости от доминирующих механизмов радиационного повреждения.

3. Предложен подход к определению пороговых и предельных значений концентрации примесных элементов и установлены конкретные пороговые и предельные значения содержания фосфора и меди для материалов КР ВВЭР.

4. Разработан новый экспериментально-расчетный метод для прогнозирования теплового старения материалов КР ВВЭР. Получен патент на изобретение №2431342 «Способ оценки степени охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в результате теплового старения».

5. Выполнен анализ взаимосвязи между данными испытаний на ударную вязкость и данными испытаний па вязкость разрушения применительно к КР западных реакторов типа и российских реакторов типа ВВЭР. Установлена корреляция между сдвигом критической температуры хрупкости и сдвигом так называемой референсной температуры, позволяющая прогнозировать трансформацию температурной зависимости вязкости разрушения при эксплуатации КР ВВЭР на базе результатов испытаний образцов на ударную вязкость.

Практическая значимость работы

1 Полученные в рамках диссертации дозовые зависимости, описывающие охрупчивание в процессе эксплуатации материалов КР ВВЭР-440, включены в Руководящий документ ОАО «Концерн Росэнергоатом»: МТ 1.2.1.15.0232-2014 «Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР-440 (В-213) при продлении срока эксплуатации до 65 лет. Методика».

2 Полученные дозо-временные зависимости, описывающие охрупчивание металла в процессе эксплуатации материалов КР ВВЭР-1000, включены в Руководящие документы ОАО «Концерн Росэнергоатом»: РД ЭО 1.1.2.09.0789-2012 «Методика определения вязкости разрушения по результатам испытаний образцов-свидетелей для расчета прочности и ресурса

корпусов реакторов ВВЭР-1000», РД ЭО 1.1.2.99.0920-2014 «Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов на стадии проектирования. Методика», РД ЭО 1.1.3.99.0871-2012 «Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет».

3 Выполненные оценки теплового охрупчивания на основании нового экспериментально-расчетного метода послужили обоснованием раздела по тепловому старению материалов КР ВВЭР-1000 включенного в РД ЭО 1.1.3.99.0871-2012 «Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет».

4 Полученные закономерности по влиянию интенсивности потока нейтронов (эффект флакса нейтронов) на сдвиг критической температуры хрупкости послужил обоснованием корректности получения дозовых зависимостей для материалов КР ВВЭР-1200 (поколение 3+) на базе результатов испытаний ускоренно облученных образцов.

5 Полученные дозовые и дозо-временные зависимости для материалов ВВЭР включены в международный код МАГАТЭ "UNIFIED PROCEDURE FOR LIFETIME ASSESSMENT OF COMPONENTS AND PIPING IN WWERNPPs "VERLIFE", 2003-2012".

6 Упомянутые в данном разделе Руководящие документы одобрены Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору (РОСТЕХНАДЗОР).

7 На базе разработанных руководящих документов ведется обоснование продления срока эксплуатации реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

8 На базе РД ЭО 1.1.2.99.0920-2014 «Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов на стадии проектирования. Методика» дано обоснование срока эксплуатации 60 лет для новых проектов ВВЭР — ВВЭР-1200 (поколение 3+).

9 Зависимости, прогнозирующие радиационное охрупчивание от температуры облучения, были использованы в проекте новой редакции методики «Определение параметров гидравлических испытаний корабельных ППУ при эксплуатации с учетом проведения «мокрого» отжига».

Основные положения, выносимые на защиту

• Результаты исследования влияния флюенса нейтронов, температуры облучения, легирующих и примесных элементов на охрупчивание материалов КР ВВЭР;

• Результаты исследования совместного влияния теплового старения и нейтронного облучения на охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000;

Дозовые и дозо-временные зависимости охрупчиваиия материалов КР ВВЭР при нейтронном облучении и тепловом старении;

Закономерности влияния интенсивности нейтронного облучения (флакса нейтронов) на охрупчивание КР ВВЭР в зависимости от доминирования механизмов радиационного охрупчивания;

Новый экспериментально-расчетный метод прогнозирования теплового охрупчивания материалов КР;

Результаты оценки теплового охрупчивания для материалов КР ВВЭР-1000 за срок службы 60 лет;

Обобщение корреляционных связей между сдвигами критической температуры хрупкости, определенными по двум типам испытаний: на ударный изгиб и на вязкость разрушения.

Апробация работы

Материалы, представленные в диссертации, были доложены на конференциях: Шестая Международная конференция: «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Россия, Санкт-Петербург, 2000. Седьмая Международная конференция: «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Россия, Санкт-Петербург, 2002. Ежегодная научно-техническая конференция «Молодые специалисты об актуальных вопросах атомной энергетики». Атомэнергопроект СПб, 30 мая- 2 июня, 2001г. The IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 October, 2010.

FINAL DISSEMINATION MEETING OF TAREG PROJECTS 2.00/01 AND 2.03/01, 30 November - 1 December, 2010, Kiev, Ukraine

Межотраслевой семинар «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», 24-26 апреля, 2012 г. Обнинск.

12 Международная конференция "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", 5-8 июня 2012 г., г.Пушкин. 19th Europian Conference on Fracture "Fracture Mechanics for Durability, Reliability and Safety", Kazan, Russia, 26-31 August, 2012.

Международная научно-техническая конференция «Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС «РЕСУРС - 2012» Киев, Украина 2-5 октября 2012 г. LONGLIFE Co-operative meeting, September 18, 2012, Seville, Spain.

• Межотраслевой семинар «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», 24-26 апреля, 2013 г. Обнинск.

• X Российская конференция по реакторному материаловедению, 27-31 Мая, 2013, Димитровград, ОАО «ГНЦ НИИАР».

• Научная конференция, посвященная 50-летию ОРМ «Новые материалы для инновационного развития атомной энергетики», Димитровград, 24-27 марта 2014г., ОАО «ГНЦ НИИАР».

• 13 Международная конференция "Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС", 2-6 июня 2014, теплоход Санкт-Петербург-Вал аам-Мандроги-Санкт-Петербург.

Глава 1 Анализ механизмов охрупчивания сталей корпусов атомных реакторов типа ВВЭР и PWR; формулировка и обоснование задач

исследований

1.1 Введение

В настоящее время в мире эксплуатируются ядерные энергетические установки (ЯЭУ) с различными теплоносителями, в качестве которых используются жидкости (вода, тяжелая вода), газы (углекислый газ и гелий) и жидкие металлы (натрий, свинец или сплав свинец-висмут). Наиболее широко используемым теплоносителем является вода, поскольку легкодоступна и обладает хорошими теплофизическими характеристиками.

Одним из широко применяемых типов реакторных установок как на территории России, так и в зарубежных странах являются атомные электростанции (АЭС) с реакторами корпусного типа, в которых вода одновременно играет роль замедлителя и теплоносителя. Конструктивно АЭС исполняются двухконтурными и одноконтурными.

По одноконтурной схеме проектируются, изготавливаются и эксплуатируются так называемые кипящие реакторы (BWR - boiling water reactor), в которых в качестве теплоносителя используют кипящую воду. В АЭС с реакторами двухконтурного типа первый контур включает в себя реактор и циркуляционные петли охлаждения, в которых используется вода под давлением. Теплоноситель этого контура омывает активную зону реактора и, поэтому элементы этого контура являются радиоактивными. Во втором контуре производится пар за счет снижения давления перегретой воды. Элементы данного контура практически не являются радиоактивными. Данный тип реакторов называется по типу теплоносителя и замедлителя нейтронов. Поскольку замедлителем нейтронов является также вода, то эти реакторы называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Такие реакторы построены и эксплуатируются на территории России, стран бывшего Советского Союза, а также в Чехии, Словакии, Венгрии, Финляндии, Германии, Болгарии и Китае. На западе и США аналогами ВВЭР являются 51ЭУ с реакторами типа PWR (pressurized water reactor - ядерный реактор с водой под давлением).

Реакторы корпусного типа ВВЭР, как следует из их названия, имеют корпус реактора (КР), представляющий собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и плоской или сферической крышкой, снабженной отверстиями для органов системы управления и защиты реактора.

Эксплуатационный режим реакторов такого типа характеризуется следующими условиями: проектный срок эксплуатации не менее 30-40 лет работы на номинальной мощности; рабочее давление теплоносителя на выходе из активной зоны 10-16 МПа; температура теплоносителя в стационарном режиме 250-289 °С на входе и 269-324 °С на выходе; максимальная плотность потока нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ (на уровне

1 С 'У

активной зоны) примерно 10 нейтр/м -сек.

В настоящее время в России находятся в эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 проектов 230 и 213 (с номинальной электрической мощностью 440 МВт), а также АЭС с ВВЭР-1000 (с номинальной электрической мощностью 1000 МВт). Материалы КР ВВЭР-440/230 (сталь марки 15Х2МФА и металл ее сварных швов) имеют более высокое содержание фосфора и меди, по сравнению с более поздним проектом ВВЭР-440/213. Кроме того, КР ВВЭР-440/230 не были снабжены образцами-свидетелями (ОС), и не имели антикоррозионной наплавки на внутренней поверхности КР. На настоящий момент все КР ВВЭР-440/230 эксплуатируются в состоянии после восстановительного отжига. В отличие от проекта ВВЭР-440/230 для КР ВВЭР-440/213 были использованы улучшенные, более чистые по примесям материалы (сталь марки 15Х2МФА-А и металл ее сварных швов), которые имеют более низкое содержание фосфора и меди. КР ВВЭР-440/213 снабжены ОС и имеют антикоррозионную наплавку. Наличие ОС позволяет сделать оценку состояния металла корпусов и возможность продления их срока службы сверх проектного. Но в то же время, необходимо учитывать тот факт, что для данного типа реакторов ОС облучаются с более чем десятикратным опережением по отношению к облучению внутренней поверхности корпуса реактора. Такое опережение, в общем случае, может привести к неадекватной оценке охрупчивания материала КР по результатам испытаний ОС. Типичный состав сталей марок 15Х2МФА и 15Х2МФА-А, а также металла их сварных швов (МШ) приведены в таблице 1.1.

Для изготовления КР ВВЭР используется сталь бейнитного класса Сг-Мо-У и Сг-№-Мо-V композиций. Для производства первой и последующих серий КР ВВЭР-440 была использована сталь марки 15Х2МФА (Сг-Мо-У композиции) категории прочности КП-40, разработанная в ЦНИИ КМ «Прометей». В то время принципы создания высокостойких к радиационному охрупчиванию сталей, как и развитие радиационного материаловедения, только зарождались. При создании данной марки стали исходили из близости механизмов охрупчивания за счет температурного воздействия и облучения нейтронами, поэтому композиция стали марки 15Х2МФА была создана исходя из максимального сопротивления термическому старению.

Таблица 1.1 - Требования к химическому составу основного металла и металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР-440.

Сталь / сварочная проволока Марка флюса Нормативная документация Массовая доля элементов, %

С & Мп Сг N1 Мо V Си Б Р

не более

15Х2МФА - ТУ5.961-11060-77 0,13 0,18 0,17 0,37 0,30 0,60 2,5 3,0 <0,4 0,60 0,80 0,25 0,35 0,30 0,020 0,020

15Х2МФА-А 0,13 0,16 0,17 0,37 0,30 0,60 1,8 2,3 <0,4 0,50 0,70 0,10 0,12 0,10 0,015 0,012

Св-ЮХМФТ АН-42 ПНАЭ Г-7-010-89 0,04 0,12 0,20 0,60 0,60 1,30 1,2 1,8 <0,3 0,35 0,70 н/о 0,25 0,015 0,042

Св-ЮХМФТУ АН-42М 0,04 0,12 0,20 0,60 0,60 1,30 1,4 1,8 <0,3 0,35 0,75 н/о 0,10 0,015 0,012

Примечание: суммарная массовая доля фосфора, сурьмы и олова для стали марки

15Х2МФА-А должна составлять не более 0,015%.

Корпус атомного реактора является конструкцией, для обеспечения прочности которой создается и совершенствуется система предотвращения разрушения. В основе этой системы лежит углубленное изучение и анализ процессов возможного разрушения КР с учетом деградации свойств металла под воздействием эксплуатационных факторов. Поэтому при разработке материалов учитывался весь сложный комплекс требований, предъявляемый к материалам КР. В первую очередь это высокая металлургическая технологичность, позволяющая производить выплавку и отливку крупных слитков, ковку крупногабаритных заготовок без технологических дефектов. Также необходимо было обеспечить требуемый уровень прочности (предел текучести при температуре эксплуатации должен быть не менее 400 МПа для КР ВВЭР-440 и 450 МПа для КР ВВЭР-1000 [1]), однородность механических свойств по сечешно при термической обработке заготовок толщиной до 400—500 мм; стабильность механических характеристик в течение всего срока эксплуатации реактора; хорошую свариваемость, позволяющую производить сварку деталей в необходимых толщинах без трещин, непроваров, крупных шлаковых включений и пористости; высокое сопротивление основного металла (ОМ) и МШ хрупкому и усталостному разрушению в условиях длительного воздействия высокой температуры, и нейтронного излучения.

Механические свойства стали определяются ее структурой, которая, в свою очередь, зависит от легирования и термической обработки. Требуемое сочетание прочностных

характеристик и высокого сопротивления хрупкому разрушению обеспечивается режимом окончательной термической обработки, состоящей, как правило, из закалки и высокого отпуска. Композиция Сг-Мо-У была выбрана для того, чтобы обеспечить бейнитную прокаливаемость полуфабрикатов на полную толщину при закалке, а также для упрочнения матрицы карбидными фазами, термодинамически устойчивыми при температурах технологических отпусков и рабочей температуре. Карбидная фаза должна быть дисперсной и равномерно распределенной по телу зерен ферритной матрицы. Кроме необходимости обеспечить прокаливаемость материала также требовалось получить удовлетворительные сварочные свойства. Данное требование резко ограничивает пределы легирования и, главным образом, допустимое содержание углерода.

Испытания опытных партий стали марки 15Х2МФА и ее сварных швов после облучения в исследовательских реакторах показали их радиационную стойкость. Однако последующая эксплуатация КР и испытания первых партий ОС показали, что радиационная стойкость промышленных плавок стали и, в особенности, МШ оказалась значительно ниже [2]. Выполненный комплекс исследований позволил установить влияние содержания примесей, таких как медь и фосфор на радиационную стойкость металла. Это потребовало значительного усовершенствования технологии производства, включающего также и модернизацию металлургического оборудования.

Переход на производство КР ВВЭР-1000 потребовал увеличения размеров заготовок, и увеличения прочности стали до КП-45. Для достижения этого результата в начале 80-х годов специалистами НПО ЦНИИТМАШ, ЦНИИ КМ «Прометей» и «Ижорского завода» была разработана новая сталь марки 15Х2НМФА (Сг-№-Мо-У композиции), которая обеспечивала получение требуемых для заготовок КР ВВЭР-1000 свойств.

Одновременно была произведена коренная модернизация металлургического производства с целыо обеспечения снижения содержания примесей в металле поковок и возможности термической обработки заготовок большой массы. Сталь марки 15Х2НМФА используется для изготовления необлучаемых частей КР ВВЭР-1000 и имеет достаточно высокое содержание примесных элементов, таких как фосфор и медь. Сталь марки 15Х2НМФА-А используется для изготовления облучаемых частей КР и является достаточно чистой по содержанию фосфора и меди, а также серы. КР ВВЭР-1000 снабжены ОС. Стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А, согласно технической документации, имеют ограничение по содержанию никеля до 1,5%. Сварные швы, выполненные сварочной проволокой Св-08ХГНМТА в сочетании с флюсами марок 48НФ-18М и 48КФ-30, имеют ограничение по содержанию никеля до 1,3%, в то время как сварные швы, выполненные сварочной проволокой марок Св-10ХГНМА-А и Св-12Х2Н2МА-А в сочетании с флюсами марок 48НФ-18М и ФЦ-16,

имеют фактическое содержание N1 от 1,5% до 1,9%. Накопленный опыт исследований материалов КР ВВЭР-1000 и результаты испытаний ОС позволили установить, что МШ с содержанием никеля > 1,3% имеет более высокую склонность к радиационному охрупчивашпо (РО) [1-9]. В связи с этим, для повышения радиационной стойкости стали марки 15Х2НМФА-А было введено ограничение на содержание таких примесных элементов как медь (до 0,08%) и фосфор (до 0,012%), а также никеля (до 1,3%) без изменения технологии выплавки и термообработки [10]. Данный материал стал обозначаться как сталь марки 15Х2НМФА класс 1. Типичный состав сталей 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА-А класс 1, а также металла их сварных швов приведены в таблице 1.2.

В настоящее время поставлена задача выбора материала, для корпусов реакторов новых проектов реакторной установки - ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ, обеспечивающего проектный срок эксплуатации не менее 60 лет. Сталь марки 15Х2МФА-А не удовлетворяет этим требованиям по причинам недостаточного для выбранных габаритов корпуса уровня прочностных свойств. Сталь марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА-А класс 1 имеет меньшее сопротивление к радиационному воздействию за счет повышенного содержания никеля, но, тем не менее, обеспечивает проектный срок эксплуатации 60 лет. Для повышения безопасности эксплуатации КР к настоящему времени закончена модернизация и аттестация стали марки 15Х2МФА-А для корпусов реакторов ВВЭР-1200 и ВВЭР-ТОИ. Внедрение передовых научных разработок привело к возможности создания технологии производства стали марки 15Х2МФА-А с категорией прочности КП-45. Были разработаны две модификации стали марки 15Х2МФА-А: 15Х2МФА-А мод. А с содержанием никеля 0,2-0,4% и 15Х2МФА-А мод. Б с содержанием никеля 0,6-0,8% [11-16].

Корректировка химического состава стали марки 15Х2МФА осуществлялась в пределах марочного состава. При установлении ограничений по примесям учитывались результаты работ по оценке РО стали 15Х2МФА-А, выполненные в ЦНИИ КМ «Прометей», РНЦ «Курчатовский институт», УТТ (Финляндия) и N111 (Чехия), в которых были получены основные закономерности влияния содержания вредных примесей в стали на дозовую зависимость сдвига критической температуры хрупкости [11, 12].

При создании технологии производства крупных поковок из стали 15Х2МФА-А мод. А был использован опыт совершенствования производства корпусов реакторов ВВЭР-1000 стали 15Х2НМФА(А) на ОАО «Ижорские заводы», в первую очередь в части достижения низкого содержания вредных примесей, а также в части совершенствования технологии сварки заготовок больших толщин и сокращения длительности послесварочных отпусков [11-16]. Типичный состав сталей 15Х2НМФА мод.А и Б приведен в таблице 1.3.

Таблица 1.2 - Требования к химическому составу основного металла и металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Сталь/ сварочная проволока Марка флюса Нормативная документация Массовая доля элементов, %

С Мп Сг N1 Мо V Л Си Б Р АБ Со БЬ Бп (Р+БЬ+Зп)

не более

15Х2НМФА 0 - ТУ 108.765983) 0,13 0,18 0,17 0,37 0,30 0,60 1,7 2,4 1,0 1,5 0,50 0,70 <0,12 4) расч ' - 0,30 0,020 0,020 0,04 0,03 - - -

15Х2НМФА2) 0,13 0,16 0,17 0,37 0,30 0,60 1,8 2,3 1,0 1,5 0,50 0,70 0,10 0,12 - 0,08 0,010 0,010 0,01 0,03 0,005 0,005 0,015

15Х2НМФА-А2) 0,13 0,16 0,17 0,37 0,30 0,60 1,8 2,3 1,0 1,3 0,50 0,70 0,10 0,12 - 0,08 0,010 0,010 0,01 0,03 0,005 0,005 0,015

Св-08ХГНМТА Св-08ХГНМТА- ВИ НФ-18М 5) ПН АЭГ-7-010-89 0,06 0,10 0,15 0,45 0,45 1,10 1,2 2,0 1,0 1,5 0,40 0,70 - 0,01 0,06 0,15 0,020 0,025 - - - - -

Св-ЮХГНМА-А ФЦ-16 0,06 0,12 0,15 0,45 0,65 1,10 1,2 2,0 1,2 1,8 0,40 0,70 - - 0,15 0,020 0,025 - - - - -

Св-12Х2Н2МА-А 0,06 0,12 0,15 0,45 0,65 1,10 1,2 2,0 1,2 1,9 0,40 0,70 - - 0,15 0,020 0,025 - - - - -

Св-12Х2Н2М А-А ФЦ-16А 0,06 0,12 0,15 0,45 0,65 1,10 1,4 2,1 1,2 1,9 0,45 0,75 - - 0,08 0,015 0,012 - - - - -

' Для стали 15Х2НМФА, обработанной на установке внепечного рафинирования и вакуумирования (УВРВ), суммарное содержание серы и фосфора должно быть не более 0,020%.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Юрченко, Елена Владимировна, 2015 год

Список литературы:

1. ПНАЭ Г-7-002-86. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. - М., Энергоатомиздат, 1989.

2. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981. 191 с.

3. Alekseenko N.N., Amaev A.D., Gorynin I.V., Nikolaev V.A.. Radiation Damage of Nuclear Power Plant Pressure Vessel Steels //Am. Nucl. Soc. - La Grangeark, Illin., USA, 1997.

4. Амаев А.Д., Крюков A.M., Неклюдов И.М. и др., под ред. Паршина A.M. и Платонова П.А.. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов. СПб.: Политехника, 1997.

5. Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. "Radiation embrittlement of WWER-1000 pressure vessel materials." IAEA specialists meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation, April 1999, Madrid, Spain

6. Николаев В.А., Морозов A.M., Юрченко E.B., Васильев В.Г. Влияние никеля на радиационное охрупчивание основного металла и металла сварных швов стали 15Х2НМФА-А.//Тр. Шестой Международной конференции: Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС. Россия, Санкт-Петербург, 2000, т.2, с. 372-396.

7. Николаев В.А., Морозов A.M., Юрченко Е.В. Влияние химического состава материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 на дозовую зависимость их радиационного охрупчивания.//Тр. Седьмой Международной конференции: Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС. Россия, Санкт-Петербург, 2002, т.З, с. 136-149

8. Николаев В.А., Морозов A.M., Юрченко Е.В. О влияние легирующих примесных элементов на радиационное охрупчивание никельсодержащих корпусных материалов реакторов ВВЭР-

1000.//Радиационное материаловедение и конструкционная прочность реакторных материалов. Юбилейный сборник, посвященный 100-летию со дня рождения И.В.Курчатова и А.П.Александрова и 35-летию лаборатории радиационного материаловедения ЦНИИ КМ «Прометей», СПб.: ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», 2002г., с.200-211.

9. Николаев В.А., Морозов A.M., Юрченко Е.В. Влияние химического состава материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 на дозовую зависимость их радиационного охрупчивания. // Вопросы Атомной Науки и Техники, сер. «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение» (82), 2002г., №6, стр.76-83..

10. Аттестационный отчет по испытаниям сталей марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А, 15Х2НМФА класс 1 и их сварных соединений и антикоррозионных наплавок по опыту изготовления и эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000., ОКБ «Гидропресс», НПО ЦНИИТМАШ, ЦНИИКМ «Прометей», ИРМТ РНЦ «Курчатовский институт», 1998.

11. Аттестационный отчет по стали 15Х2МФА-А мод. А, СПб, ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей»,

2010. В трех книгах.

12. Дополнение к аттестационному отчету по стали 15Х2МФА-А мод. А, СПб, ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», 2013.

13. Теплухина И.В., Горынин И.В., КарзовГ.П., Грекова И.И., Савельева И.Г. и др. Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок. Патент России № 2397272, 2010 г., бюллетень № 23.

14. Теплухина И.В., КарзовГ.П., Грекова И.И., Савельева И.Г., Бурочкина И.М. Сталь для корпусных конструкций атомных энергоустановок. Патент России №2448196, 2010 г., бюллетень №11.

15. Орыщенко A.C., КарзовГ.П., Теплухина И.В. Стали для корпусов водо-водяных реакторов нового поколения с повышенной радиационной стойкостью Вопросы материаловедения,

2011, №1(65), с. 28-40.

16. Карзов Г.П., Теплухина И.В. Материаловсдческие аспекты новых принципов повышения эксплуатационных характеристик теплоустойчивых сталей для реакторов АЭУ и их практическая реализация. Вопросы атомной науки и техники (ВАНТ), 2011, №2(72), с. 4653.

17. Марголин Б.З., Швецова В.А., Гуленко А.Г., Нестерова Е.В. Локальный критерий хрупкого разрушения и радиационное охрупчивание корпусных реакторных сталей. - Проблемы прочности, 2010, №5, с. 31-61.

18. Margolin В.Z., Shvetsova V.A., Gulenko A.G., KostylevV.I. Prometey local approach to brittle fracture: development and application. Eng. Fracture Mech. Vol. 75 (2008) pp. 3483-3498.

19. Margolin B.Z., Shvetsova V.A., Gulenko A.G. Radiation embrittlement modeling in multiscale approach to brittle fracture of RPV steel. Int. J. of Fracture. Vol. 179 (2013), Issue 1-2, pp. 87-108.

20. Марголин Б.З., Юрченко E.B., Морозов A.M., Пирогова H.E. Анализ эффекта флакса нейтронов применительно к радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР. // Вопросы материаловедения.- 2012.-№2(70).-стр. 177-196.

21. Марголин Б.З., Юрченко Е.В., Морозов A.M., Пирогова Н.Е. Анализ связи механизмов радиационного охрупчивания и влияния флакса нейтронов применительно к материалам корпусов реакторов ВВЭР. // Проблемы прочности.-2013.- №4.-стр. 27-50.

22. Margolin B.Z., Yurchenko E.V., Morozov A.M., Pirogova N.E., Brumovsky M. Analysis of a link of embrittlement mechanisms and neutron flux effect as applied to reactor pressure vessel materials of WWER. // In: J.Nucl.Mater., 434 (2013), pp. 347-356.

23. Yurchenko E.V., Margolin B.Z., Morozov A.M., Pirogova N.E. Analysis of neutron flux effect as applied to radiation embrittlement of reactor pressure vessel materials of WWER. // Proceedings 19th Europian Conference on Fracture "Fracture Mechanics for Durability, Reliability and Safety", Kazan, Russia, 26-31 August, 2012

24. Баландин Ю.Ф., Горынин И.В., Звездин Ю.И., Марков В.Г. Конструкционные материалы АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984.-280с.

25. Печенкин В.А., Конобеев Ю.В., Пущин И.В., Петров Е.Е., Хоромский В.А., Крючков В.П., Волошченко A.M., Цофин В.И., Розанов К.Ж. Способы расчета характеристик повреждающей дозы корпусной стали ВВЭР. М.: Атомная энергия, т. 100 №5, 2006.

26. Николаев В.А., Рядков J1.H. Роль спектра и плотности нейтронного потока в радиационном охрупчивании стали марки 15Х2МФА и металла ее сварных швов. Юбилейный сборник научных статей. Радиационное материаловедение и конструкционная прочность реакторных материалов. СП-б.: ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», 2002, стр. 178-199.

27. Stoller R.E. The effect of neutron flux on radiation-induced embrittlement in reactor pressure vessel steels. Journal of ASTM international, 2004, vol. 1, No 4

28. SonedaN., Dohi K., Nishida K., Nomoto A., et.al. Flux effect on neutron irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels irradiated to high fluences. In: International Symposium FONTEVRAUD 7, Avignon, France, 26-30 September, 2010, №007-A080-T01.

29. Chernobaeva A.A., Kryukov A.M., Amaev A.D., Erak D.Yu., Platonov P.A., Shtrombakh Y.I.. The Role of Flax Effect on Radiation Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Materials. M., RRC "Kurchatov institute", In Proc. Of the IAEA Technical Meeting, Gus khrustalny, Russia, 2008, p.38-53.

30. Embrittlement and Mechanistic Interpretation of Reactor Pressure Vessel and Internal Materials, EUR 21835 EN, p.38-53 (2005).

31.ErakD., GurovichB., Shtrombakh Ya., Zhurko D. Degradation and recovery of mechanical properties of VVER-1000 pressure vessel materials. International Symposium FONTEVRAUD 7, Avignon, France, 26-30 September, 2010, №012-A096-T01.

32. Eason E. D., Odette G. R., Nanstad R. K. and Yamamoto T. A Physically Based Correlation of Irradiation-Induced Transition Temperature Shifts for RPV Steels, ORNL/TM-2006/530, Nov 2007.

33. Kirk M. Assessment of flux effect exhibited by IVAR database. In: Proc. of the IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 October, 2010.

34. Williams T. On the differences and commonalities. In: "Western" RPV steel embrittlement data after MTR or NPP irradiation. PAMELA Workshop, Mol, September 2011.

35. Клименков В.И., Кирсанов B.B. Влияние энергетического спектра нейтронного потока на распределение по размерам скоплений дефектов. В сборнике трудов НИИАР г.Меликес: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. Атомиздат, Москва, 1970.

36. Brumovsky М. Spectral effect and neutron flux attenuation through a PWR RPV wall. Presentation in: IAEA Technical meeting on irradiation embrittlement and life management of rector pressure vessels in Nuclear Power Plants, 18-22 October 2010, Znojmo.

37. Merkle K.L. Report AERE-R5269, Harwell, 1966.

38. Orowan E. Theory of the fatigue of metals // Proc. Roy. Soc. A. - 1939. -171(944). -P. 79 - 106.

39. Russell K.C. and Brown L.M. The hardenning mechanisms. // Acta Met. -1972. -Vol.20. -P.969-974.

40. Ерак Д.Ю. Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы: Дисс. д-ра техн.наук. - М., 2013. - 229 с.

41. Чернобаева А.А., Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Журко Д.А. Влияние условий облучения на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов. - М., 2010. - 114 с. (Препринт ИАЭ-6636/11 РНЦ «Курчатовский институт»).

42. Balesteros A. Irradiation Temperature, Flux and Spectral effect. Presentation in: IAEA Technical meeting on irradiation embrittlement and life management of rector pressure vessels in Nuclear Power Plants, 18-22 October 2010, Znojmo.

43. Joshikava H.H. In-pile dosimetry for radiation damage studies // General Electric. Hanford Atomic Products Operation. Richland, Washington, 1964. - HW-SA-3541.

44. Steel L.E., Hawthorne J.R. Neutrone-induced changes in notch ductility of reactor pressure vessel steels. In: Proc. Hot Laboratories Equipment Conf., 9th [Trans. ANS4, No. 1, 92-93, June 1961.]

45. Платонов П.A. - В кн.: Труды I Всесоюзного совещания (Москва, 1960), с.106-120.

46. Хоуторн Дж. Р. Радиационное охрупчивание. В кн. «Охрупчивание конструкционных сталей и сплавов». Под ред. Брейента K.JI. и Бенерджи С.К., пер. с англ. М.: Металлургия, 1988, с. 423-479.

47. Ortner S., English С. Contribution of Laboratory Experiments To Unravelling The Mechanisms Of RPV Embrittlement. In materials: PAMELA Workshop, Mol, Belgium September 19-21, 2011.

48. Jones R., Williams T. The Dependence of Radiation Hardening and Embrittlement on Irradiation Temperature. ASTM STP1270-EB. Paper ID: STP16495S.

49. Odette G.R., Yamamoto Т., Klingensmith D. On the effect of dose rate on irradiation hardening of RPV steels. Philosophical Magazine, Vol. 85, Nos. 4-7, 01 February - 01 March 2005, pp. 779797.

50. Н-ППУ-01. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов корабельных атомных паропроизводящих установок с водо-водяными реакторами. Москва, 2005 г.

51. Трюдо JI. . - В кн.: Тр. Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1958), т.6, М., Атомиздат, 1959, с.427-434.

52. Оже П., Вэлзел С., Блаветт Д., Парэйдж П. «Радиационно-стимулированная сегрегация примесей в ферритгых корпусных реакторных сталях: томографические атомно-зондовые исследования». Современные проблемы ядерной физики, физики и химии конденсированных сред. Труды 1-й московской международной школы физиков ИТЭФ. М., редакция журнала «Успехи физических наук», 1999,стр. 143-153.

53. Чернобаева А.А., Платонов П.А. Особенности радиационного охрупчивания материалов ВВЭР-440 в различных диапазонах флюенсов. ИАЭ-6637/12, Препринт НИЦ "Курчатовский институт", Москва, 2010.

54. Чернобаева A.A.. Обоснование моделей радиационного охрупчивапия материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов. Дисс. Д-ра техн. Наук. - М., 2009. - 228с.

55. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Штромбах Я.И., Николаев Ю.А. Эволюция наноструктуры сталей корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, облученных в широком интервале значений флюенса быстрых нейтронов. Доклад на десятой международной конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Санкт-Петербург, октябрь 2008г.

56. Miller М.К., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Ya.I., Rüssel K.F., Nanstad R.K., Erak D.Yr. , Zabusov O.O. Evolution of the nanostructure of WER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing. Journal of Nuclear Materials 385 (2009), p.615-622.

57. Николаев В.А., Баданин В.И. Влияние никеля, меди и фосфора на радиационное охрупчивание ферритно-перлитной стали. Атомная энергия. - 1974. т.37, вып. 6, стр. 491494.

58. Баданин В.И. Влияние легирующих элементов на радиационное охрупчивание стали типа 15Х2НМФА. В кн.: - Вопр. Судостроения. Сер. Металловед., 1975, вып.20, с.86-92.

59. Николаев В.А., Баданин В.И. О роли примесей в радиационном охрупчивании феррито-перлитной стали. В кн.:Материалы II Всесоюзного совещания (Киев,1976). Киев, Наукова думка, 1977, с.75-85.

60. Николаев В.А., Рыбин В.А., Баданин В.И. О роли примесей в радиационном охрупчивании низколегированной стали. Атомная энергия. - 1978. т.47, вып. 1, стир.21-25.

61. Николаев В.А. Механизмы влияния растворенных атомов на радиационное охрупчивание и упрочнение сплавов железа. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. Вып. 2(13), 1980, стр. 4760.

62. Николаев В.А., Морозов A.M., Бадаиии В.И. и др. «Влияние химического состава и режима отпуска на радиационное охрупчивание металла низколегированных сварных швов». Атомная энергия. 1984, том 57, вып.№3, с. 167-172.

63. Рыбин В.В., Николаев В.А. О механизмах, определяющих зависимость радиационного охрупчивания корпусной стали от ее химического состава. Вопросы материаловедения, изд. ЦНИИ КМ «Прометей», №1, 1995, с.27

64. Miller М.К., Rassell K.F., KocikJ., KeilovaE. Embrittlement of low copper VVER 440 surveillance samples neutron-irradiated to high fiiences. In: J.Nucl.Mater., v.282 (2000), p.83-88 .

65. Nikolaev Y.A., Nikolaeva A.V., Shtrombakh Y.I. Radiation embrittlement of low-alloy steels. -Intern. J. Pressure Vessel Piping, 2002, v. 79, N 8(10), p. 619-636.

66. Платонов П. А., Штромбах Я. И., Николаев Ю. А. Анализ состояния металла корпусов действующих реакторов ВВЭР//Вопросы атомной науки и техники. — 2002. - № 6.

67. IAEA-TECDOC-1441, Effects of Nickel on Irradiation Embrittlement of Light Water Reactor Pressure Vessl Steels, IAEA, Vienna, Austria, 2005.

68. Nikolaev Yu. "Radiation Embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV steels", Journal of ASTM International, Vol4 №8, paper ID JAI 100695 (2007).

69. Карзов Г.П., Николаев B.A., Юрченко E.B. - Дозовые зависимости радиационного охрупчивания российских материалов для корпусов энергетических реакторов ВВЭР-440//Вопросы материаловедения.-2009.-№4(60).-с. 124-135.

70. Марголин Б.З., Николаев В.А., Юрченко Е.В., Николаев Ю.А., Ерак Д.Ю., Николаева А.В. Анализ охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. - Вопросы материаловеденеия, 2009, №4(60), с. 108-123.

71. Марголин Б.З., Николаев В.А., Юрченко Е.В., Николаев Ю.А., ЕракД.Ю., Николаева А.В. Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации. - Проблемы прочности, 2010, №1.

72. Margolin B.Z., Nikolaev V.A., Yurchenko E.V., Nikolaev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolaeva A.V., Int. J. Pres. Ves. & Piping, 89 (2012), p. 178-186.

73. Yurchenko E.V., Margolin B.Z., Nikolaev V.A., Nikolaev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolaeva A.V. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials. // Proceedings The IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 October, 2010.

74. Ahlstrand R., Margolin В., Akbashev I., Chyrko L., Kostylev V., Yurchenko E., Piminiv V., Nikolaev Yu., Koshkin V., Kharchenko V., Bukhanov V. TAREG2.01/00 project, In J: Progress in Nuclear Energy, 58 (2012), p.52-57.

75. Dr. Ir.B. C. De Cooman, Steel Design and Processing. Lectures on Fundamentals Aspects of Steel Design and Processing Hot Rolling, Cold Rolling and Annealing.

76. Williams T.J., Ellis D., English C. F., Hyde J. A model of irradiation damage in high nickel submerged arc welds. Int.J.Pres.Ves.&Pipping, 97 (2002), pp.649-660.

77. Баданин В.И., Грекова И.И., Звездин Ю.И., Николаев В.А. Влияние легирования на свойства корпусной стали для энергомашиностроения. Вопросы судостроения, сер. Металловедение, вып. 24,1977г., стр.3-9.

78. Kryukov A., ErakD., Debarberis L., Sevini F., Acosta В. Extended Analysis of VVER-1000 Surveillance Data. Int. J. of Pressure Vessels and Piping, Vol. 79,Issues 8-10 (2002) 661-664 -ART 91160;

79. Брейент K.JI., Бенерджи C.K. Межзеренное разрушение сплавов железа в неагрессивных средах. В кн. «Охрупчивание конструкционных сталей и сплавов». Под ред. Брейента K.JI. и Бенерджи С.К., пер. с англ. М.: Металлургия, 1988, с. 29-58.

80. Briant C.L. The effect of Ni, Cr and Mn on P segregation in low alloy steels. Scr. Met., 1981, vol. 15,N9, p.1013-1018.

81. Установщиков Ю.И., Банных O.A. Природа отпускной хрупкости сталей. М.: Наука, 1984, 240 стр.

82. Wallin К. The scatter in Krc results. Eng. Fract. Meek, 1984, 19, 1085-1093.

83. Wallin 1С. The size effect in KiC results. Eng. Fract. Meek, 1985, 22, 149-163.

84. Wallin K. Fracture toughness transition curve shape for ferritic structural steels. Fracture of engineering materials & structures. Teoh S. and Lee K., Eds, Elsevier Applied Science, 1991, pp. 83-88.

85. Merkle J.G., Wallin K., McCabe D.E. Technical basis for an ASTM standard on determining the reference temperature, To for ferritic steels in the transition range. NUREG/CR-5504, ORNL/TM-13631, 1999.

86. ASTM E 1921-02. «Standard Test Method for Determination of Reference Temperature, T0, for Ferritic Steels in the Transition Range», in: Annual Book of ASTM Standards, 2002, vol. 03.01.

87. Margolin B.Z., Gulenko A.G., Nikolaev V.A., Ryadkov L.N. A new engineering method for prediction of the fracture toughness temperature dependence for RPV steels. Int. J. Pres. Ves. & Piping, 2003, 80, pp. 817-829.

88. Margolin BZ, Gulenko AG, Nikolaev VA, Ryadkov LN. Proposal for a unified toughness reference curve: cleavage and intergranular fracture. In: Proceedings of International Seminar. Transferability of Fracture Toughness Data for Integrity of Ferritic Steel Component, November 17-18, 2004, Petten, the Netherlands. EUR 21491 EN. Luxemburg: Office for official Publications of the European Communities.2004, pp. 206-228.

89. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Николаев B.A., Рядков JI.H. Новый инженерный метод прогнозирования температурной зависимости трещиностойкости сталей для сосудов давления. Проблемы прочности, 2003, N5, с. 12-35.

90. Transferability of fracture toughness data for integrity assessment of ferritic steel components, Petten, 17th-18th November 2004. European Commission, JRC, The Netherlands, 2004, 38-58.

91. РД ЭО 1.1.2.09.0789-2012. «Методика определения вязкости разрушения по результатам испытаний образцов-свидетелей для расчета прочности и ресурса корпусов реакторов ВВЭР-1000».

92. Comparison of Irradiation-Induced Shifts of KJC and Charpy Impact Toughness for Reactor Pressure Vessel Steels. NUREG/CR-6609 U.S. Nuclear Regulatory Commission FIEN Office of Nuclear Regulatory Research Washington, DC 20555-0001. Oak Ridge National Laboratory.

93. Печенкин В.А. О сегрегации на границах зерен при облучении многокомпонентных сплавов // Препринт ФЭИ-2788, Обнинск, 1999, 46 с.

94. Pechenkin V.A. Stepanov I.A. and Konobeev Yu.V. Modeling of phosphorus accumulation on grain boundaries in iron alloys under irradiation // Effects of Radiation on Materials: 20th Int. Symp., ASTM STP 1405, 2001, p. 174-187.

95. Утевский JI.M., Гликман Е.Э. Карк Г.С. Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. М.: Металлургия, 1987. 222 с.

96. Карк Г.С. Металловедение и термическая обработка специальных сталей и сплавов для энергомашиностроения. ЦНИИТМАШ. М.: 1978, №142, с. 5-12.

97. Karzov G.P., Timofeev В.Т., Filchagin Yu.G. The Influence of Prolonged Exposure to Operating Temperatures and Strain Aging on the Material Properties of Nuclear Power Plant Reactor Vessels and Piping. International Journal of Pressure Vessel and Piping, vol.53, No.2, 1993, p. 195-216.

98. Oszvald F. Thermal ageing study of surveillance and 15X2MFA model materials. Proceedings of Workshop on «Ageing of NPP Component Materials», Volume 1, St. Petesburg, 28 February - 2 March 1995, p. 91-98.

99. Брумовский M., Брында И., Грбек 3., Шульц Й. Свойства заготовок для сосудов давления реакторов типа ВВЭР-440. Шкода ревью, №1, 1981, с. 4-21.

100. Pelli R. Reaktoripaineastiateraksen 15X2MFA ja sen hitsiaineen terminen vanheneminen. VTTMET C-90, Espoo, 1986, 18 p. (in Finnish).

101. Астафьев А.А., Юханов В.А., Шур А.Д. Исследование кинетики термического старения и его влияние на склонность к хрупкому разрушению корпусных сталей. /Металловедение и термическая обработка металлов, №2, 1988, с. 13-15.

102. Горицкий В.М., Шнейдеров Г.Р., Шур А.Д. и др. Структурный механизм развития тепловой хрупкости в сталях со структурой бейнита./ Металловедение и термическая обработка металлов, №1, 1992, с. 2-6.

103. Юханов В.А., Шур А.Д. Исследование термического старения корпусных сталей для атомных энергетических установок с целью обоснования ресурса оборудования на срок до 60 лет./ Металловедение и термическая обработка металлов, №7(613), 2006, с. 23-27.

104. Проверка влияния радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-1000 и 440/213, с акцентом на его целостность. - Project TAREG2.01/00 «Процедуры для оценки прочности материалов корпусов реакторов после облучения (ВВЭР-1000 и 440/213)». Задача 3.3&4.4. Части 1 и 2.

105. Итоговый отчет - Project TAREG2.01/00. Задача 6. Обоснование степени нейтронного охрупчивания корпусов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440/213, с целью оценки их целостности.

106. Timofeev В.Т. Residual service life assessment of some units of NPP equipment by considering mechanical properties degradation//Proceedings of the Fourth International Conference on Material Science Problems on NPP Equipment Production and Operation. - St.Petersburg, 1623 June 1996. -Vol.1. - P.9-24.

107. Karzov G.P., Timofeev B.T. Basic problems of equipment service life extension of the first generation nuclear power plants/Book: Structure Integrity in the 21-st Century. The Lifetime of Plant Structures and Components: Evaluation, Design, Extension and Management. - Emas Publishing, 2000. -P.415-431.

108. Зайдель A.H. Элементарные оценки ошибок измерений. Изд. «Наука», Ленинградское отд., 1967г.

109. Platonov Р.А., Nikolaev Y.A., Shtrombakh Y.I. Radiation embrittlement kinetics of the first generation of VVER-440 RVPs after post-irradiation annealing. - Int. J. Pressure Vessels and Piping, 2002, v. 79, No. 8-10, p. 643-648.

110. Databases of the upgraded Russian RPV surveillance data (VVER 1000 & VVER 440/213). -Project TAREG2.01/00 "Validation of neutron embrittlement for VVER 1000 & 440/213 RPVs, with emphasis on integrity assessment". Tasks 3.1 & 4.2. Report TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/E/TR/08 12 006 - 01 and Report TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/E/TR/08 01 006 -01.

111. РД ЭО 1.1.2.99.0920-2014 Методика. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпусов водо-водяных энергетических реакторов на стадии проектирования.

112. IAEA Guideline: UNIFIED PROCEDURE FOR LIFETIME ASSESSMENT OF COMPONENTS AND PIPING IN WWERNPPs "VERLIFE", 2003-2012

113. Вол A.E. Строение и свойства двойных металлических систем. Т.Н. М., Физматгиз, 1962.

114. PareigeP., StollerR., Russel К. and Miller М. Atom probe characterization of the microstructure of nuclear pressure vessel surveillance material after neutron irradiation and after annealing treatments // Journal of Nuclear Materials. 1997. - Vol. 249. - P. 165-174.

115. Standard Guide for prediction neutron radiation damage to reactor vessel materials. E706 (IIF), ASTM E900-98.

116. Карзов Г.П., Марголин Б.З., Теплухина И.В., Пиминов В.А. Повышение безопасности эксплуатации энергетических установок типа ВВЭР на основе совершенствования стали для корпусов реакторов//Вопросы материаловедения.-2014.-№2(78).-с. 184-198.

117. Потак Я.М. Хрупкие разрушения стали и стальных деталей. Оборонгиз, 1955, 388 стр.

118. ГуровичБ.А., Кулешова Е.А., Фролов А.С., Журко Д.А., Ерак Д.Ю., Мальцев Д.А, Комолов В.М. Структурные исследования сталей корпусов реакторов для нового поколения реакторов типа ВВЭР. ВАНТ, 2013, №2(84), стр.79-84.

119. ТепловаЕ.Д., Теплов Ы.С., Мироиепко Е.А. Влияние никеля и меди на тепловую хрупкость конструкционной хромомолибденовой стали. Металловедение №3, Судпромгиз,1959, с.39-50.

120. Margolin В.Z., Shvetsova V.A., Gulenko A.G. Radiation embrittlement modeling for reactor pressure vessel steels: I. Brittle fracture toughness prediction. Int.J.Pres.Ves.&Pipping, 1999, 76, 715-729.

121. Margolin B.Z., Shvetsova V.A., Gulenko A.G. and KostylevV.I. Development of Prometey local approach and analysis of physical and mechanical aspects of brittle fracture of RPV steels. Int.J.Pres.Ves.&Pipping, 2007, 84/5, pp.320-336.

122. Margolin B.Z., Gulenko A.G., Shvetsova V.A., Nikolaev V.A., Lidbury D., Keim E. Physical and mechanical aspects of radiation embrittlement of RPV steels. Proceeding of 2008 ASME Pressure Vessels and Pipping Conference. PVP 2008-61133.

123. ЕракД.Ю., Марголин Б.З., Кеворкян Ю.Р., Николаев B.A., ЖуркоД.А.. «Анализ радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000». Тезисы доклада на десятой международной конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Санкт-Петербург, 7-9 октября 2008г, с.40.

124. Грекова И.И., Юханов В.А., Филимонов Г.Н., Зубченко А.С. «Термическое старение материалов для корпусов ВВЭР». Доклад на третьей международной конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». Москва-Санкт-Петербург, 17-22 июня 1994г. т.2, с.439-451.

125. Шур А.Д. Разработка методов оценки и повышения стабильности структуры и свойств корпусных перлитных сталей в условиях старения. - Дисс. на соиск. уч. степ. канд. техн. наук. Москва - 1987.

126. Дополнение к Аттестационному отчету по сталям 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА-А класс 1. ОАО НПО «ЦНИИТМАШ», 2014г.

127. Soneda N., Dohi 1С., Nishida K., Nomoto A., Ishino S. (CRIEPI), H.Matsuzawa, T.Osaki (JNES). Evolution of Cu-enriched clusters in Cu-containing RPV steel.

128. Barthelmes J., Hein H. RPV materials behaviour: Lessons learned from microstructural results and implications regarding optimized material design. LONGLIFE Final International Workshop, Dresden, 15-16 Jan 2014.

129. Wilford K. Industry Perspective on the Use of Microstructural Date. LONGLIFE Final International Workshop, Dresden, 15-16 Jan 2014.

130. Odette G.R., Nanstad R.K. Predictive reactor pressure vessel steel irradiation embrittlement models: Issues and opportunities. JOM, July 2009, Volume 61, Issue 7, pp 17-23.

131. Кеворкян Ю.Р. Механизмы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов// Препринт ИАЭ-4879/11. Москва, 1989г., 25с.

132. Kryukov A., BlagoevaD., Debarberis L. "Flux effect analysis in wwer-440 reactor pressure vessel steels". In: J.Nucl.Mater., 443(1-3) (2013), pp. 171-175.

133. Brumovsky M. et al. Guidelines for prediction of irradiation embrittlement of operating WWER-440 reactor pressure vessels. IAEA-TECDOC-1442, Vienna, 2005.

134. Владимиров В.И. -Физическая природа разрушения материалов. - М.: Металлургия, 1984, -280с.

135. Nichols R.W., Harries D.R. Radiation effect on metals and neutron dosimetry. STP 341, ASTM, Philadelphia, 1963, p. 162.

136. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Ya.I., J.Nucl.Mater., v.246 (2007), p.91-120.

137. Okamoto P.R., Rehn L.E., J.Nucl.Mater. (1979), v.83.-p.2-23.

138. КаркГ.С. О роли радиационно стимулированной диффузии примесей в охрупчивании перлитной стали при нейтронном облучении. Металловедение и термическая обработка сталей для оборудования энергоустановок. Труды ЦНИИТМАШ №177, Москва, 1983.

139. Шалаев A.M. Радиационно стимулированная диффузия в металлах. М.: Атомиздат, 1972, стр.148.

140. Dienes G.J., Damask A.C. J. Appl. Phys., 1958,29, 1713-1721.

141. Heitkamp D., Biermann W. Acta met., 1966, 14, p.1213-1224.

142. Bischler P.J.E., Wild R.K. A microstructural study of phosphorus segregation and intergranular fracture in neutron irradiated submerged-arc weld. In: Effects of Radiation on Materials: 17th International Symposium, ASTM STP 1270; ASTM; 1996. p. 260-273.

143. McElroy R.J., English C.A., Foreman A.J., Gage G., HydeJ.M., Ray P.H.N., Vatter I.A. Temper embrittlement, irradiation induced phosphorus segregation and implications for postirradiation annealing of reactor pressure vessels. Effects of Radiation on Materials: 18th International Symposium, ASTM STP1325; ASTM; 1999. p. 296-316.

144. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtorombakh Ya.I., Zabusov O.O. J Nucl Mater, v.279 (2000); p.259-272.

145. KimuraA., ShibataM., KasadaR., Fujii K., FukuyaK., Nakata H. J ASTM Int. 2005;2:JAI12398.

146. Nishiyama Y., Onizawa K., Suzuki M. J ASTM Int. 2007;4:JAI100690.

147. Nishiyama Y., Onizawa K., Suzuki M., Anderegg J., Nagai Y., ToyamaT., Hasegawa M., Kameda J. Acta Mater. 2008;56:4510-4521.

148. Nishiyama Y., Yamagushi M., Onizawa K., Iwase A., Matsuzawa H. J ASTM Int. 2009;6:JAI101959.

149. Dienes G.J., Vineyard G.H. Radiation effects in solids. Interscience Publishers, New York, 1957, 226 p.

150. McLean D. Grain Boundaries in Metals. Oxford Univ. Press, London and New York, (1957).

151. McMahon C.J., Marchut L. - J. Vac. Sei. Technol., 1978, v. 15, p.450-457.

152. Druce S.G., English С.A., Foreman A.J.E. et al. The modeling of irradiation-enchanced phosphorus segregation in neutron irradiated reactor pressure vessel submerged-arc welds. -ASTM STP 1270, 1996, p. 119-137.

153. Dohi K., NashidaK., Nomoto A., SonedaN., MatsuzawaH., Tomimatsu M. Effect of additional irradiation at different fluxes on RPV Embrittlement. Proceedings of the ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Division Conference PVP2009. July 26-30, 2009, Prague, Czech Republic.

154. Ahsby M.F. About the Orovan stress. In: Argon A, editor. Physics of strength and plasticity. Cambridge (MA): MIT Press; 1970.

155. BrumovskyM., Bryndal., GrebekZ., SchulzY. Properties of blanks for pressure vessel reactors of WWER-440 type. Skoda review. №1. 1981. 4-21 p.

156. Pelli R. Reaktoripaineastiateraksen 15X2MFA ja sen hitsiaineen terminen vanheneminen. VTT MET C-90, Espoo, 1986, 18 p., (in Finnish).

157. Металловедение и термическая обработка стали. Справочник. Под ред. Бернштейна M.JL, Рахштадта А.Г. М.: Металлургия, 1983, т. II. 365 с.

158. GurovichB., KuleshovaE., Zabusov О., Fedotova S., Frolov A., Saltykov M., Maltsev D. J. Nucl. Mater. 435 (2013), 25-31.

159. GurovichB., KuleshovaE., Shtrombakh Ya., Fedotova S., Zabusov O., Prikhodko K., Zhurko D. J. Nucl. Mater. 434 (2013), 72-84.

160. Марголин Б.З., Юрченко E.B., Морозов A.M., Чистяков Д.А. Новый метод прогнозирования теплового старения сталей корпусов реакторов типа ВВЭР. // Вопросы материаловедения.-2013.-№3(75).-стр. 120-134.

161. Margolin B.Z., Yurchenko E.V., MorozovA.M., Chistyakov D.A. Prediction of the effects of thermal ageing on the embrittlement of reactor pressure vessel steels. // In: J.Nucl.Mater., 447 (2014) Issues 1-3, pp.107-114.

162. Марголин Б.З., Юрченко E.B., Морозов A.M., Чистяков Д.А. Способ оценки степени охруичивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в результате термического старения. Патент Российской Федерации на изобретение №2431342, 2014г.

163. Faulkner R.G., Jones R.B., Lu Z. and Flewitt P.E.J. Phil. Mag., vol. 85, Issue 19 (2005), pp. 2065-2099.

164. Billington D.S., Crawford J.H. Rad. Damage in Solids. N.Y., 1961, ch.5.

165. MagerT.R. Feasibility of and Methodology for Thermal Annealing an Embrittled Reactor Vessel, Vol. 1, Final Report, EPRI NP-2712, Westinghouse Electric Corp., Pittsburg, Pennsylvania.

166. Lejcek P. Grain boundary segregation in metals, Springer Heidelberg, Dordrecht, London, New York, 2010.

167. Andrieu A., Pineau A., Joly P., Roch F. On Modeling of Thermal Embrittlement in PWR Steels using the Local Approach to Fracture. In: Materials of 13th International Conference on Fracture June 16-21, 2013, Beijing, China, Ml0-008.

168. SokolovM.A., Chernobaeva A.A., NanstadR.K., Nikolaev Yu.A., Korolev Yu.N. Irradiation, Annealing and Reirradiation Effects on American and Russian Reactor Pressure Vessel Steels. In: Effects of Radiation on Materials (19th International Symposium). STP 1366-EB.

169. Чернобаева A.A., Николаев Ю.А., Никулин С.А., Турилина В.Ю., Скородумов С.В., Салихов Т.Ш., Ли Э.В., Арсенкин A.M. Вклад зернограничного разрушения в изменение критической температуры хрупкости стали 15Х2НМФА и ее сварных соединений. Металловедение и термическая обработка металлов. №8 (674), 2011г., стр. 27-34.

170. Militzer М., Wieting J. Acta Metall. 34, 1986, pp. 1229-1236.

171. Briant C.L. and Banerji S. K. Grain-boundary fracture of iron alloys in non-aggressive environments. In: Treatise on materials science and technology. Vol. 25. Embrittlement of engineering alloys. Ed. by Briant C.L. and Banerji S.K. Academic Press, New York, 1983.

172. Howthorne J.R. Status of knowledge of radiation embrittlement of USA reactor pressure vessel steels. Proc. Int. At. Energy Agency Specialists' Meeting Irradiat. Embrittlement and Surveilance of Reactor Pressure Vessels, Vienna, Austria (October 19-21, 1981).

173. M. A. Sokolov and R. К. Nanstad, " Comparison of Irradiation-Induced shifts of KJc and Charpy Impact Toughness for Reactor Pressure Vessel Steels," pp. 167-190 in Effects of Radiation on Materials: 18th International Symposium, ASTM STP 1325

174. SonedaN., NishidaK., Dohi K., Nomoto A., Server W.L., Brumovsky M., KytkaM.,

Spanner J. Microstructural Changes Related To Through-wall Attenuation of Neutron Irradiation Embrittlement. In: Proc. of the IAEA Technical Meeting on Radiation embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 October, 2010.

175. Falcnik M., Novosad P., Brumovsky M. Influence of neutron irradiation on static fracture toughness of WWER reactor pressure vessels. Paper presented at the IAEA Specialists Meeting on "Irradiation Embrittlement and Mitigation", VTT, Espoo, Finland, 23-26 October, 1995.

176. Brumovsky M., Novosad P., Kytka M., Falcnik M. Re-evaluation and analysis WWER-440 RPV standard surveillance programme results. Proceedings of IAEA Specialists Meeting on "Irradiation Embrittlement and Mitigation", Gloucester, U.K., 14-17 May, 2001. Reproduced by IAEA, 2002, TWG - LMN PP-01/2, p. 111-120

177. Технический отчет «Подготовка исходных данных по химическом} составу и

механическим свойствам материалов КР на базе образцов-свидетелей, включая вязкость разрушения ОМ и МШ. Расчет дозовременных зависимостей Q(F,t) на основании данных о химическом составе и результатов испытаний образцов-свидетелей по всем действующим

КР ВВЭР-1000. Подготовка информации по исследованным и невыгруженныгЛ комплектам ОС действующих КР ВВЭР-1000» по этапу 1 договора № 353/ИРМТ от 01.10.2010 г. между ОАО ОКБ «Гидропресс» и ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт» «Комплекс работ в обоснование продления срока эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000 до 60-ти лет» инв. № 180-14/18, НИЦ «Курчатовский институт», 2011 г.

178. Положение по контролю механических свойств металла эксплуатирующихся корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 по результатам испытаний образцов-свидетелей. 1.3.2.01.0061-

2009.