Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Ерак, Дмитрий Юрьевич

• Ерак, Дмитрий Юрьевич
• доктор технических наук
• 2013

Оглавление диссертации доктор технических наук Ерак, Дмитрий Юрьевич

СОДЕРЖАНИЕ

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. РАДИАЦИОННЫЙ РЕСУРС КР ВВЭР

ОСНОВНЫЕ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ЗАДАЧИ ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО

СРОКА СЛУЖБЫ

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ УСЛОВИЙ ОБЛУЧЕНИЯ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440

2.1 Определение температуры ОС КР ВВЭР-440 при облучении

2.2 Определение параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440

ГЛАВА 3. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ

МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 ПЕРВОГО ПОКОЛЕНИЯ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗА ПРЕДЕЛАМИ ПРОЕКТНОГО СРОКА СЛУЖБЫ

3.1 Исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440. Мониторинг изменения свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения методом ускоренного дооблучения металла темплетов

3.2 Разработка модели повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при эксплуатации за пределами проектного срока службы

3.3 Уточнение величины флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора типа ВВЭР-440. Рассмотрение возможности эксплуатации корпусов реакторов за пределами проектного срока службы

3.3.1 Применение нейтронно-активационных измерений у внешней поверхности корпуса реактора для верификации расчетов флюенса нейтронов на корпус реактора

3.3.2 Исследование проб металла с внутренней поверхности корпусов реакторов

3.3.3 Рассмотрение возможных сроков эксплуатации корпусов реакторов типа ВВЭР-440 94 ГЛАВА 4. МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000

4.1 Обоснование и обеспечение представительности по условиям облучения программ

образцов-свидетелей корпусов реакторов

ВВЭР-1000

4.1.1 Исследование условий облучения образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-

1000

4.1.2 Модернизация программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000,

находящихся в эксплуатации

4.2 Обоснование кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы

4.2.1 Исследование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении

4.2.2 Разработка техники и методики ускоренных радиационных испытаний материалов

корпусов реакторов ВВЭР-1000 с использованием уникальной установки — реактора ИР-8

4.2.3 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей

4.2.4 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при различной скорости облучения быстрыми нейтронами

4.2.5 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы

ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ СЛУЖБЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 МЕТОДОМ ВОССТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА ОБЛУЧАЕМОЙ ЧАСТИ

5.1 Исследование восстановления свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении восстановительного отжига по различным температурно-временным режимам

5.2 Исследование кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания

материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Уровень экономики страны напрямую зависит от количества потребляемой энергии. Одной из самых перспективных энерготехнологий является ядерная энергетика, которая может обеспечить стабильное энергоснабжение в условиях предполагаемого дефицита в энергоресурсах в этом столетии. В России в настоящее время в эксплуатации находятся АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР, которые производят приблизительно 16% электроэнергии в стране. Дальнейшее развитие ядерной энергетики страны определено федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». Наряду со строительством новых АЭС, программа предусматривает также повышение эффективности и продление ресурса действующих АЭС, обоснованного с точки зрения безопасности и рентабельности.

Основным незаменяемым элементом реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Вместе с тем, корпус реактора является одним из наиболее важных барьеров безопасности для реакторной установки (РУ) с легководными энергетическими реакторами. Основным требованием к корпусу реактора (КР) является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и любых проектных авариях. В процессе эксплуатации происходит деградация свойств материала КР, контроль состояния которых осуществляется по образцам-свидетелям (ОС), изготовленным из тех же материалов и с соблюдением тех же технологических параметров, что и КР. Исследование ОС выявило часть проблем, решение которых необходимо для корректного мониторинга состояния металла корпуса реактора при эксплуатации. Продление проектного срока службы КР с учетом реализации компенсирующих мероприятий потребовало разработки

новых, менее консервативных корреляционных соотношений, адекватно описывающих поведение материала корпуса. При этом особое внимание должно быть уделено мониторингу состояния материала корпуса после проведенного восстановительного отжига сварных швов, находящихся напротив активной зоны, с учётом снижения нейтронного потока за счет оптимизации схемы перегрузки выгоревших TBC (размещение на периферии активной зоны наиболее выгоревших TBC), а также за счёт установки кассет-экранов.

В этих условиях возникает принципиальная необходимость обоснования и реализации наиболее оптимального комплекса мероприятий по обеспечению ресурса KP с учётом мониторинга состояния материала корпусов реакторов (МКР) и адекватного прогнозирования поведения МКР при воздействии эксплуатационных факторов.

Степень разработанности:

В последнее время в России и за рубежом уделяется повышенное внимание решению материаловедческих вопросов, связанных с обоснованием возможности продления эксплуатации корпусов реакторов атомных энергетических установок.

Прогнозированию изменения состояния МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов и при проведении восстановительных отжигов, посвящены работы А.Д. Амаева, П.А. Платонова, Я.И. Штромбаха, Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, Г.П. Карзова, В.А. Николаева, A.M. Крюкова, Б.З. Марголина, A.A. Чернобаевой, Ю.А. Николаева, C.B. Рогожкина и др.

Вместе с тем необходимо было проведение дополнительных экспериментальных работ и исследований, системно обеспечивающих материаловедческое обоснование возможности эксплуатации KP ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Целью диссертационной работы является;

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

- обоснование представительности условий облучения ОС МКР и результатов исследования изменения свойств МКР, полученных при исследовании ОС;

- изучение закономерностей поведения МКР ВВЭР под воздействием эксплуатационных факторов (потока быстрых нейтронов и температуры облучения);

- адекватное прогнозирование изменения прочностных свойств МКР ВВЭР в зависимости от флюенса быстрых нейтронов при эксплуатации КР за пределами проектного срока службы;

- обоснование кинетики повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР;

- верификация моделей, описывающих поведение материалов корпусов ВВЭР и расчетных методов определения нейтронной нагрузки на стенку КР при эксплуатации.

Научная новизна работы заключается в следующем:

1. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-440

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения ОС (температура, характеристики нейтронного поля).

• Выполнена экспериментальная верификация оценок параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора.

• Получены прогнозные результаты изменения свойств МКР первого поколения по результатам испытания металла темплетов корпусов реакторов

ВВЭР-440 после опережающего дооблучения. Обоснована представительность прогнозных значений.

• Выявлена зависимость кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении и состояния материала корпуса реактора после первичного облучения и отжига.

• Разработана модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

2. При материаловедческом обосновании продления ресурса КР ВВЭР-

1000

• Выполнен комплекс работ по определению и обоснованию представительности условий облучения (температура, характеристики нейтронного поля) ОС.

• Разработана идеология модернизации программ ОС КР, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Разработана методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки - реактора ИР-8.

• Получены результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации, превышающим проектные.

• Разработана модель кинетики радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Выполнен анализ результатов восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Получены и проанализированы результаты изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении.

Практическая значимость работы

Результаты, полученные в настоящей работе, использованы при разработке новых нормативных зависимостей по оценке изменения свойств МКР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 при эксплуатации, при разработке новой нормативной документации по оценке ресурса КР ВВЭР-1000 по результатам испытания ОС. С использованием результатов настоящей работы выполнено обоснование возможности продления ресурса КР ВВЭР-440 первого поколения и ВВЭР-1000, оптимизация количества вырезок темплетов из корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения при их эксплуатации до 45 лет, модернизация программ ОС КР блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №1 Балаковской АЭС.

Методология и методы исследования

Методологический подход при выполнении работы основан на облучении образцов и мониторов в условиях максимально приближенным к реальным для стенки КР и дальнейшем исследовании представительного материала, соответствующего металлу корпусов реакторов ВВЭР, находящихся в эксплуатации. Метод прогнозирования состояния материала КР основан на получении и регрессионном анализе баз данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР.

На защиту выносится следующее:

• Экспериментальные результаты термометрирования ОС при облучении и определения параметров нейтронного поля в местах облучения ОС КР ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

• Результаты верификационных измерений параметров нейтронного поля на стенке корпуса реактора ВВЭР-440.

• Обоснование представительности результатов исследования темплетов МКР ВВЭР-440 первого поколения после опережающего дооблучения. Результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР ВВЭР-440 первого поколения.

• Модель кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания МКР для обоснования возможности эксплуатации КР ВВЭР-440 за пределами проектного срока службы.

• Идеология модернизации программ ОС КР ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

• Методология ускоренных радиационных испытаний МКР с использованием уникальной установки — реактора ИР-8.

• Результаты изменения свойств МКР при опережающем облучении до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих срокам эксплуатации превышающим проектные.

• Модель кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 для обоснования возможности эксплуатации КР за пределами проектного срока службы.

• Результаты анализа исследования восстановления прочностных свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проведении отжига по различным температурно-временным режимам.

• Результаты исследования кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Обоснование кинетики повторного после отжига охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Степень достоверности и апробация работы

Достоверность результатов обеспечена исследованием материалов корпусов реакторов, находящихся в эксплуатации.

Основные результаты работы докладывались и были обсуждены на более чем 30 российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах.

Цикл работ, выполненных Браком Д.Ю. в соавторстве, был отмечен первой Отраслевой Премией по Реакторному Материаловедению (2001 г.) и премией им. И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ «Курчатовский институт» (2010 г.).

Публикации

Результаты работы опубликованы в более чем 70 научных публикациях и в более чем в 100 отчётах, по результатам работы в соавторстве был оформлен патент на изобретение.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Ерак, Дмитрий Юрьевич

Результаты исследования ПМТ энергоблоков №1,2 Ростовской АЭС и № 3 Калининской АЭС показали, что использование нового типа TBC с увеличенной высотой топливного столба не приводит к значимому изменению температурного режима облучения образцов-свидетелей, расположенных на выгородке реактора, по сравнению со штатной загрузкой активной зоны реактора.

На образцах и мониторах контейнерных сборок энергоблоков №2 Ростовской АЭС и №3 Калининской АЭС проводился анализ изменения параметров нейтронного поля в местах облучения образцов при переходе на эксплуатацию реактора с новым типом TBC.

В таблице 4.6 представлены усредненные по контейнерам с образцами за все время облучения значения ср>0.5 для ОС из комплекта 1JIB блока №3 Калининской АЭС и образцов из контейнерных сборок 6JIB4, 6JIB5 реактора блока №2 Ростовской АЭС.

Из представленных данных можно заключить, что переход на загрузку активной зоны реактора ВВЭР-1000 TBC с увеличенной высотой топливного столба вызывает увеличение плотности потока быстрых нейтронов с энергией Е>0.5МэВ воздействующих на образцы в среднем в 1,8 раза.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Проведен анализ факторов, влияющих на оценку ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Определено, что к таким факторам относится точность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора под воздействием потока быстрых нейтронов и повышенной температуры и точность прогнозирования флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса реактора для рассматриваемого срока эксплуатации.

2. Достоверность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора при эксплуатации определяется представительностью анализируемых баз данных и обоснованностью модели с точки зрения повреждающих механизмов, реализующихся в металле корпуса реактора при воздействии эксплуатационных факторов. Достоверность прогнозирования флюенса на стенке корпуса реактора может быть подтверждена результатами верификационных измерений по активации мониторов, размещаемых на внешней стенке корпуса реактора и по экспериментально измеренной активности проб металла, отбираемых с внутренней поверхности корпуса реактора.

3. Реализованы специальные верификационные эксперименты, по результатам которых выполнено обоснование представительности условий облучения образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 для прогнозирования состояния материалов корпусов реакторов. Уточнение параметров нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей позволило переоценить и сделать более представительными базы экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Реализованы специальные верификационные эксперименты по уточнению нейтронной нагрузки на стенку корпуса реактора ВВЭР-440.

5. Методом вырезки и ускоренного дооблучения в каналах образцов-свидетелей металла темплетов получены результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР реакторов ВВЭР-440 первого поколения при повторном после отжига облучении. Выполнено обоснование представительности полученных прогнозных значений, что в совокупности с полученными результатами исследований натурного металла корпусов реакторов позволило обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 до 45 лет.

6. Выявлена зависимость темпа повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении.

7. Разработана модель для оценки повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440, учитывающая состояние материала после первичного облучения и отжига:

Ткк'т = Тка+ 646х(Р-0,02) хе (1-°'01*тка) х др°-36+35

Применение данной модели в сочетании с уточненными значениями плотностей потоков быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора позволяет обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, с точки зрения обеспечения хрупкой прочности металла сварного шва №4, в течение срока, превышающего 45 лет.

8. Разработана и внедрена техника и методика ускоренных радиационных испытаний материалов корпусов реакторов с использованием уникальной установки - реактора ИР-8.

9. Предложено модельное представление интегрального сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса реактора ВВЭР-1000 при одновременном воздействии потока быстрых нейтронов и повышенной температуры, как суммы радиационной составляющей атг и температурной составляющей АТт в виде: атк =атт+атр.

10. Выполнено исследование влияния величины плотности потока быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Показано, что при содержании никеля в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 не более 1,3% специального учета эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения не требуется. Для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, содержание никеля в которых более 1,3%, требуется учет эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения в виде поправочного коэффициента равного 1,25 к величине АТР

11. Показано, что лимитирующим элементом при обосновании срока службы корпуса реактора ВВЭР-1000 до 60 лет является металл швов облучаемой части корпуса реактора. Разработана модель для оценки радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

АТР=1,68 С№ СМпР0,8 (а = 13,5 °С).

Тогда с учетом радиационного охрупчивания и термического старения материала предложена следующая модель для консервативного прогнозирования изменения свойств металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000.

А^=1,68С№.См„^°-8+ДГ7.+27, где в текущий момент величина ДТт принимается равной 18°С, а в дальнейшем может быть уточнена при получении дополнительных представительных результатов исследования образцов-свидетелей с большими временами экспозиции в реакторе.

12. Разработана модель для консервативного прогнозирования изменения свойств основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы:

Д7^ = 8,2^0'4 + АТт + 37, где ДТт по имеющемуся в настоящее время массиву экспериментальных результатов принимается равной 0°С, а в дальнейшем, при получении дополнительных результатов по термическому старению основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, может быть изменена на соответствующую функциональную зависимость от времени и содержания фосфора в материале.

13. Выполнено исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000. Показано, что темп радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении не выше темпа радиационного охрупчивания этих материалов при первичном облучении, что обосновывает эффективность отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 по режиму 565°С/100 часов по этому параметру.

14. Разработана идеология модернизации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации до 60 лет и более и корректности получаемых при испытании образцов-свидетелей результатов. При модернизации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 учитывается переход на эксплуатацию этих реакторных установок на повышенной мощности с использованием TBC нового типа. Выполнена модернизация комплектов образцов-свидетелей корпуса реактора блока №1 Хмельницкой АЭС и комплекта 4JI блока №1 Балаковской АЭС.

15. Проведенный в настоящей работе комплекс работ обеспечивает обоснованность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Ерак, Дмитрий Юрьевич, 2013 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1 Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.Б., Николаев В.А. Радиационное охрупчивание сталей для корпусов ВВЭР. -М.: Энергомашиздат, 1981.

2 Howthorn J.R. Irradiation Embrittlement // Treaties on materials science and technology, Add. C.L. Briant, S.K. Bunerje, 1983. - Vol. 25. - P. 461-524.

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

4 Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации (МРКР-СХР-2004), РД ЭО 0606-2005, С.-Петербург-Москва, 2004.

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

6 Timofeev В.Т. Residual service life assessment of some units of NPP equipment by considering mechanical properties degradation // Materials of Proceedings of the Fourth International Conference on Material Science Problems on NPP Equipment Production and Operation. St.Petersburg, 16-23 June 1996. - Vol.1. - P.9-24.

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

8 Вайнер Л.А., Тимофеев Б.Т. Влияние предварительного малоциклового нагружения на радиационное охрупчивание стали марки 15Х2МФА // Атомная энергия, 1983. - Т.54. - Вып.З. - С.201-202.

9 Аттестационный отчет и дополнение к аттестационному отчету "Свойства стали 15ХНМФА и ее сварных соединений", М., 1980.

10 Amaev A.D., Kryukov A.M., Sokolov M.A. Recovery of transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing. - Radiation Embrittlement of

Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Ed., ASTM STP 1170, 1993. - P. 369-379.

11 Создание научных основ и внедрение отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 для повышения безопасности эксплуатации АЭС: Совместный отчет / ИАЭ им. И.В.Курчатова, ОКБ Гидропресс, НПО "Энергия", ЦНИИТМАШ, НВАЭС, КолАЭС и ПО "Ижорский завод", М., 1990.

12 Amaev A.D., Kryukov A.M., Levit V.I., Platonov P.A., Sokolov M.A. Mitigation of irradiation embrittlement by annealing. - Effects of Radiation on Materials. D.S.Gelles, R.K.Nanstad, A.S.Kumar and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1270, 1996. -P.232-247.

13 Крюков A.M. Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440: Дисс. д-ра техн.наук. - М., 1994. - 163 с.

14 Штромбах Я. И. Экспериментальное обоснование радиационного ресурса материалов корпусов реакторов ВВЭР-440: Дисс. д-ра техн.наук. - М., 1998. - 240 с.

15 Kryukov A., Platonov P., Shtrombakh Ya., Nikolaev V., Klaustnitzer E., Leitz C., Rieg C-Y. Investigation of samples taken from Kozloduy unit 2 reactor pressure vessel // Nuclear engeeniring and design. - 1996. - Vol. 160. - P.59-76

16 Ерак Д.Ю., Штромбах Я.И, Платонов П.А., Николаев Ю.А., Марголин Б.З., Карзов Г.П., Гуленко А.Г., Николаев В.А., Васильев В.Г. Применение современных методов прогнозирования сопротивления хрупкому разрушению для обоснования продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения // Proceedings of the 4 Scientific and Technical Conference. Safety Assurance of NPP with WWER. - Podolsk, Russia, 2005. - C. 1-18.

17 Kryukov A., Erak D., Kevorkyan Yu., Platonov P.A., Shtrombach Ya.I. Urgent issues of WWER reactor pressure vessel irradiation embrittlement // Seventh international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, Russia, St. Petersburg, 2002. - Vol. 3. - P.91-118.

18 Штромбах Я.И., Платонов П.А., Брак Д.Ю. Николаев Ю.А.Обоснование прочности и ресурса корпусов реакторов // Ежемесячный журнал по атомной энергии России «Росэнергоатом». - 2006. -№7. с С.58-59.

19 Ballesteros A., Debarberis L., Erak D. et al. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440(213) RPV Surveillance Location // Proceedings of the 12th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE12-49477, Arington, USA, 2004. - P.l-4.

20 Ballesteros A., Bros J., Debarberis L., Sevini F., Erak D., Gezashchenko S., Kryukov A., Shtrombakh Y., Goloschapov S., Ionov A., Pytkin Y., Anikeev Y., Banyuk G., Plusch A., Gillemot F., Tatar L., Petrosyan V. Consolidation of scientific and technological expertise to assess the reliability of reactor pressure vessel embrittlement prediction in particular for the arctic area plant (COBRA) // Nucl. Eng. and Design. -2005. - Vol. 235. - Issues 2-4. - P. 411^19.

21 Erak D., Kryukov, Shtrombakh Ya., A., Ballesteros A., Debarberis L. et al.

Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440(213) RPV Surveillance Position //

th

7 international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. - St. Petersburg, Russia, 2002. - Vol. 3. - P. 120-135.

22 Erak D., Kryukov A., Shtrombakh Ya. et.al. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440/213 RPV Surveillance Location // Book of Abstracts of 7th International Conference on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation, St.Petersburg, 17-21 June 2002. -P.40^1.

23 Ерак Д.Ю., Николаенко B.A. Определение температуры облучения образцов-свидетелей корпусной стали ВВЭР-1000, -440 // Атомная энергия. -2008. - Т. 105. - вып.З. - С. 145-150.

24 Kochkin V., Erak D., Vikhrov V., Makhotin D., Zaritsky S., Panferov P., Egorov A. Specification of Irradiation Conditions in WER-440 Surveillance Positions // Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry. Reactor Dosimetry State of the Art 2008. Akersloot, The Netherlands, 2008. [Published in Eds. W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D'hondt, J. Wagemans. World Scientific, 2009. - P. 204-212].

25 Ballesteros A., Andersen L., Debarberis L., Sevini F. Erak D.Yu., Gerashchenko S., Kryukov A., Shtrombakh Y., Goloschapov S., Ionov A., Pytkin Y., Anikeev Y., Banyuk G., Plusch A., Gillemot F., Hovsepyan A. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440 (213) RPV Surveillance Location // Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, Belgium, 18-23 August 2002. [Published in Reactor dosimetry in the 21st century. Eds. J.Wagemans, H.Ait Abderrahim, P.D'hondt, Ch.De Raedt. World Scientific, 2003. - Р.З-9].

26 Kochkin V., Erak D., Makhotin D., Zaritsky S., Egorov A. Upgraded neutron

Dosimetry Procedure for WER-440 Surveillance Specimens // Reactor Dosimetry

th

State of the Art, 2008. Proceedings of the 13 International Symposium on Reactor Dosimetry. - Akersloot, The Netherlands, 2008. [Published in Eds. W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D'hondt, J. Wagemans. World Scientific, 2009. - P. 291-299].

27 Кочкин B.H., Махотин Д.Ю., Ерак Д.Ю. Сравнительный анализ характеристик нейтронного поля на образцах-свидетелях и корпусах ВВЭР-440 // Вопросы атомной науки, Серия: «Физика ядерных реакторов». - 2011. — вып.1. — С. 63-73.

28 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»).

29 Ballesteros A., Ahlstrand R., Bruynooghe С., Chernobaeva A., Kevorkyan Y., Erak D., Zurko D. Irradiation temperature, flux and spectrum effects // Progress in Nuclear Energy. - 2011. - Vol.53. - P.756-759.

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

31 Ballesteros A., Ahlstrand R., Bruynooghe C., Chernobaeva A., Kevorkyan Y., Erak D., Zhurko D. Irradiation Temperature, Flux and Spectrum Effects // in Book of Abstracts of IAEA Technical Meeting on Irradiation Embrittlement and Life Management Of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18-22 Oct 2010. -P.6.

32 Методика определения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов на ударный изгиб. - РД ЭО 0598-2004.

33 Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора при эксплуатации после его отжига. Инв. № МКТ-02-98- ИЦП МАЭ, М., 1998.

34 Kryukov A., Erak D., Shtrombakh Y. et al. Advanced model for the WER material re-embrittlement assessment // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation". - Gloucester, UK, May 2001. - P. 299305.

35 Методика прогноза прочностных характеристик материала корпуса реактора при дооблучении. - РД ЭО 0421-02.

36 Chernobaeva A., Kryukov A., Amaev A.D., Erak D., Platonov P.A., Shtrombakh Ya.I. The role of flux effect on radiation embrittlement of WWER-440 reactor pressure vessel materials // IAEA Technical Meeting on Irradiation Effects and Mitigation in Reactor Pressure Vessel and Reactor Internals, Gus Khrustalny, Russia, 2004. - P.38-54.

37 Kryukov A., Chernobaeva A., Amaev A., Erak D., Platonov P., Shtrombakh Ya. Flux effect on radiation embrittlement of WWER-440 reactor pressure vessel materials // Proceedings of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18). - Beijing, China, 2005. - P.950-962.

38 Чернобаева А.А. Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов: Дисс. д-ра техн. наук. - М., 2009.-228 с.

39 Pareige P., Stoller R., 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.

40 Забусов О.О., Красиков Е.А, Козодаев М.А., Суворов A.JL, Pareige Р., Radiguet В. Перераспределение примесных и легирующих элементов в стали корпуса реактора ВВЭР-440 под действием эксплуатационных факторов // Вопросы атомной науки и техники, Серия "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение". - 2003. - Том 83. - № 3. - С. 66-72.

41 Gurovich В.A., Kuleshova Е.А., Prihodko К.Е., Lavrenchuk O.V., Shtrombakh Ya.I. The principal structural changes proceeding in Russian pressure vessel steels as a result of neutron irradiation, recovery annealing and re-irradiation// J. Nucl. Mat. -1998. - Vol. 264. - P.333-353.

42 Обоснование возможности эксплуатации KP НВАЭС-3 и 4 до 45 лет без вырезки темплетов: Отчет / Гурович Б.А., Платонов П.А., Ерак Д.Ю., Чернобаева А.А., Журко Д.А., Кочкин В.Н. - Инв. № 180-14/189 от 12.10.2009 г.. - НИЦ «Курчатовский институт», М., 2009.

43 Обоснование возможности эксплуатации КР КолАЭС-1 и 2 до 45 лет без вырезки темплетов: Отчет / Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Платонов П.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кочкин В.Н. - Инв. № 180.1-08/205 от 08.11.2010 г. - НИЦ «Курчатовский институт», М., 2010.

44 Gurovich В.А., Kuleshova Е.А., Shtrombakh Ya.I., Zabusov O.O., Krasikov E.A. Intergranular and intragranular phosphorus segregation in russian pressure vessel steels due to neutron irradiation // J. Nucl. Mater. - 2000. - Vol. 279. - №2-3. - P.259-272.

45 Erak D.Yu., Kevorkyan Yu.R., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Ya.I. Prediction

sx

of re-irradiation embrittlement for WER-440 reactor pressure vessel materials // 1 Biennial conference on through life toughness prediction in reactor steels, Hungary, 6-8 February 2006.

46 Erak D.Yu., Chernobaeva A.A., Kevorkyan Yu.R., Kochkin V.N., Shtrombakh Ya.I. Prediction of re-irradiation embrittlement for WER-440 reactor pressure vessel materials // Ninth International Conference on Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment, Pushkin - St.Petersburg, 6-8 June 2006, Abstract.-P.43.

47 Kryukov A., Erak D., Kevorkyan Yu., Zhurko D., Debarberis L., Sevini F., Valo M. Advanced model for WER RPV irradiation embrittlement assessment // Collection of Davies' papers and presentations of memory meeting participants, St.Petersburg, Russia, 2003. - P.365-387.

48 Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Крюков A.M., Штромбах Я.И., Журко Д.А. Разработка физико-эмпирических моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники, Серия: "Радиационное материаловедение и новые материалы". - 2004. - № 1. — Вып. 62. -С.116-130.

49 Debarberis L., Kryukov A., Erak D., Kevorkyan Yu., Zhurko D. Advanced Methods for WWER RPV Embrittlement Assessment // Int. J. Press. Vessel Piping. -2004. - Vol. 81. - P. 695-701.

50 Erak D., Kevorkyan Yu., Kryukov A., Kuleshova E., Gurovich В., Shtrombakh Y. Problems of WWER-440 welds radiation embrittlement after annealing // Technical Meeting on Irradiation Effects and Mitigation in Reactor Pressure Vessel and Reactor Internals, IAEA Specialist Meeting, Gus Khrustalny, Russia, 24-28 May 2004.

51 Erak D.Yu., Kevorkyan Yu., Kryukov A.M., Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Platonov P.A., Shtrombakh Ya.I. Problems of Radiation Embrittlement after Annealing for the Materials of WER Reactor Pressure Vessel Welds // in Book of Abstracts Eighth International Conference on Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment, St.Petersburg-Sosnovy Bor, 14-17 June 2004.-P.62.

52 Erak D.Yu., Kochkin V.N., Kevorkian Yu.R., Zaritsky S.M., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Ya.I. Radiation Embrittlement and Neutron Dosimetry Aspects in WWER-440 Reactor Pressure Vessels Life Time Extension // Book of extended synopses of IAEA Second International Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Shanghai, China, 15-18 October 2007. - IAEA-CN-155-059. - P.127.

53 Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Ya.I. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 1997. - Vol. 246. - P.91-120.

54 Chernobaeva A., Shtrombach J., Krjukov A., Erak D., Platonov P., Nikolaev J., Krasikov E., Debarberis L., Kohopaa Yu., Valo M., Vodenicharov S., Kamenova T. Material characterization and selection for the international research project "PRIMAVERA // Int. J. Press. Vessel Piping. - 2007. - Vol. 84. - No 3. - P. 151-158.

55 Grafutin V., Ilyukhina O., Krsjak V., Burcl R., Hahner P., Erak D. and Zeman A. Study of PRIMAVERA steel samples by a positron annihilation spectroscopy technique // J. Nucl. Mater. - 2010. - Vol. 406. - Issue 2. - P.257-262.

56 Графутин В. И., Прокопьев Е. П., Крщак В., Бурцл Р., Хэнер П., Земан А., Илюхина О. В., Ерак Д.Ю., Могилевский М. А., Мясищева Г. Г., Фунтиков Ю.В. Изучение конструкционных материалов активной зоны реакторов методами позитронной аннигиляционной спектроскопии // Ядерная физика. - 2011. - Т. 74. - № 2. - С. 1-12.

57 Zeman A., Chernobaeva A., Grafutin V., Rogozhkin S., Debarberis L., Ballesteros A., Erak D. and Nikitin A. Microstructure response of WWER-440 reactor pressure vessel steel after irradiation and annealing treatment // ASTM - 2011-2012, 21p.

58 Рогожкин C.B., Никитин A.A., Алеев А. А., Залужный А.Г., Чернобаева A.A., Ерак Д.Ю., Штромбах Я.И., Забусов О. О. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения // Ядерная физика и инжиниринг. - 2013. - Том 4. - № 1. - С. 73-82.

59 Pareige P., Radiguet В., Suvorov A., Kozodaev M., Krasikov E., Zabusov О., Massoud J.P. Three-dimensional atom probe study of irradiated, annealed and re-irradiated WER 440 weld metals //Surface Interface Analysis. - 2004. - Vol. 36. - P. 581-584.

60 Pareige P., Radiguet В., Krummeich-Brangier R., Barbu A., Zabusov O., Kozodaev M. Atomic-level observation with three-dimensional atom probe of the solute behaviour in neutron-, ion- or electron-irradiated ferritic alloys // Philosophical Magazine. - 2005. - Vol. 85. - P. 429-441.

61 Radiguet В., Barbu A., Pareige P. Atom probe tomography: from physical

)

metallurgy towards microelectronics // J. Nucl. Mater. - 2007. - Vol. 360. - P. 104.

62 Chernobaeva A., Erak D., Platonov P., Shtrombah J., Nikolaev J., Kochkin V., Debarberis L., Kohopaa Yu., Valo M., Vodenicharov S. Copper and phosphorus effect on residual embrittlement of irradiated model alloys and RPV steels after annealing // Int. J. Press. Vessel Piping. 2008. - Vol. 85. - № 8. - P. 575-579.

63 Методика определения радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 при повторном после отжига облучении - МУ 1.3.2.06.034.0031-2009.

64 Николаев Ю.А. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР: Дисс. д-ра техн.наук. - М., 2003. - 250 с.

65 Бородкин Г.И.и др. Госатомнадзор России. Руководства по безопасности. Учет флюенса быстрых нейтронов на корпусах и образцах-свидетелях ВВЭР для последующего прогнозирования радиационного ресурса корпусов ГРБ-007-99) // Вестник Госатомнадзора России. - 1999. - № 3. - Вып.5. - С. 2-14.

66 Borodkin G.I. and Kovalevich O.M. Full-scale Ex-vessel Experiments on NPPs with WERs for Validation of Neutron Transport Calculations of Pressure Vessel Neutron Field Parameters // Proceedings of the 1998 ANS Radiation Protection and Shielding Division Topical Conference, - ANS, Nashville, Tennessee, USA, April 1923 1998. - Vol.1.-1-581-588.

67 Отработка методики измерения флюенса с помощью пороговой реакции Nb93(n,n')Nb93m: Отчет / Маркина Н.В., Рязанов Д.К., Хайруллин В.Г. - ГНЦ НИИАР, М., - 1990.

68 Определение флюенса нейтронов и его погрешности на поверхности корпуса реактора 1 блока Кольской АЭС по результатам измерений активностей пороговых детекторов: Отчет / Инв. № 36/48-2004. - РНЦ «Курчатовский

институт», НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России, ФГУП ОКБ «Гидропресс», М., 2004.

69 Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Y., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12th International Symposium. - Gatlinburg, TN; USA, 2005. - P. 398^07.

70 Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity

iL

for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12 International Symposium, Journal of ASTM International. - 2006. - Vol.3. - No. 10. -Paper ID J AI 100365.

71 Положение по контролю механических свойств металла эксплуатирующихся корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 по результатам испытаний образцов-свидетелей 1.3.2.01.0061-2009

72 Nikolaenko V.A., Gordeyev V.G., Karpukhin V.I. Effect of gamma-irradiation on defect annealing in diamond // Rad. Effects and Defects in Solids. - 1995. - Vol. 139. -P. 173-182.

73 Амаев А.Д., Карпухин В.И., Королев Ю.Н. и др. Радиационный гамма-отжиг корпусной стали ВВЭР //Атомная Энергия. - 1997. - Т. 82. - Вып.5.

74 Николаенко В.А., Красиков Е.А., Ерак Д.Ю., Бачучин И.В. Вклад у-излучения в радиационное охрупчивание корпусной стали // Атомная энергия. — 2009. - Т.105. - Вып.З. - С.22-28.

75 Zaritsky S.M., Brodkin Е.В., Egorov A.L., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Borodin A.V., Kochkin V.N., Ait Abderrahim H., van der Meer K., Gérard R. Dosimetry of the experimental surveillance assemblies of WWER-1000 Balakovo Unit 1 // Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, Belgium, 18-23 August 2002, [Published in Reactor dosimetry in the 21st century. Eds. J.Wagemans, H.Ait Abderrahim, P.D'hondt, Ch.De Raedt. World Scientific, 2003. - P. 258-265].

76 Развитие и обоснование методов дозиметрии образцов-свидетелей реакторов ВВЭР-1000/320: Отчет -Инв. № 36/25-2003. - РНЦ «Курчатовский институт», М., 2003.

77 Kochkin V., Vikhrov V., Kryukov A., Zaritsky S., Erak D. Some aspects of neutron dosimetry in the WWER-1000 surveillance specimens programs // Technical Meeting on Irradiation Effects and Mitigation in Reactor Pressure Vessel and Reactor Internals, IAEA Specialist Meeting, Gus Khrustalny, Russia, 24-28 May 2004.

78 Erak D. Neutron dosimetry and RPV surveillance aspects. Neutron dosimetry is a key component in RPV's lifetime management // IAEA Regional Workshop on Evaluation of Integrity and Residual Life for WWER. Pécs, Hungary, 4-7 June 2007.

79 Методика реконструкции образцов для испытаний на ударный и трехточечный статический изгиб материалов корпусов реакторов типа ВВЭР. РД ЭО 0352-02.

80 Реактор. Расчет охлаждения образцов-свидетелей корпусной стали, 187-ТР-402, ГКАЭ, 1974.

81 Validation of neutron embrittlement for WER 1000 and 440/213 RPVS with emphasis on integrity assessment. Databases of the upgraded Russian RPV surveillance data (WER 1000 & WER 440/213): Technical Report / TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/E/TR/08 12 006 - 01. - RRC «Kurchatov Institute», Moscow, 2009.

82 «Технические требования. Модернизация облучаемых и температурных образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 при продлении срока эксплуатации до 60 лет» ТТ 1.3.3.99.00 51-2011. ОАО «Концерн Росэнергоатом». 2011.

83 Kochkin V., Erak D. and Makhotin D. Modernization of Existing WER-1000 Surveillance Programs// Journal of ASTM International. - STP1550, 2011. - Vol. 9. -No. 4. - Paper ID JAI104139.

84 Ерак Д.Ю., Кочкин B.H., Журко Д.А. Модернизация программ образцов-свидетелей ВВЭР-1000 // Сборник тезисов Восьмой международной научно-

технической конференции МНТК-2012 «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». - М., 2012. - С.144-145.

85 Оценка изменения представительности программы образцов-свидетелей вследствие изменений условий их облучения (повышенная мощность, увеличенная высота активной зоны): дозиметрия и термометрия комплекта образцов-свидетелей, облученного в реакторе, эксплуатирующемся с ТВС с увеличенной высотой топливного столба. Разработка предложений по модернизации программы образцов свидетелей применительно к новым условиям» НИЦ «Курчатовский институт»: Отчет / Семченков Ю.М., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журбенко А.В., Кочкин В.Н. и др. - Инв. №220-13/249 от 12.10.2012 г. - НИЦ «Курчатовский институт», М., 2012.

86 Технические требования к проведению модернизации образцов в контейнерных сборках 4, 5, 6 облучаемых комплектов ОС 1 блока Калининской АЭС. - Инв. 180-14/96а. - НИЦ «Курчатовский институт», М., 2011.

87 Обоснование модернизации программ образцов-свидетелей для действующих КР при ПСЭ до 60 лет: Отчет / Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Кочкин В.Н., Журко Д.А. и др. - Инв. №220-13/304 от 14.11.2012 г. - НИЦ «Курчатовский институт», М., 2012.

88 Alekseenko N.N., Amaev A., Gorynin I., Nikolaev V.A. Radiation Damage of Nuclear Power Pleand Pressure Vessel Steels // Amer. Nucl. Soc., La Grange Park, Illinois.- 1997.

89 Odette G.R. and Lucas G.E. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels // in Ed. L.E. Steele, ASTM-STP 909 (American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1986. -P.206.

90 Hawthorne J.R. Further observations of A-533 steel plate tailored for improved radiation embrittlement resistance // J.Pressure Vessel Techn. (ASME). - 1976. -P.111-117.

91 Giannet В., Houssin D., Braseur Radiation embrittlement of PWR reactor vessel weld metals; Nicel and Copper Synergism Effects // Special Technical Publication 782 AST and Materials. - 1982.

92 Zaritsky S.M., Brodkin E.B., Egorov A.L.,Erak D.Yu., Vikhrov V.I., Markina N.V., Ryazanov D.K., Lichadeev V.V., Tellin A.I., Lomakin S.S.,Grigoriev R.I., Osmera В., Posta S., Jansky В., Novak E., Cvachovec F., Yiller P. Dosimetry experiments on WWER-1000 mock-up with model of irradiation rig of Novovoronezh unit 5 WWER-1000 // Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, Belgium, 18-23 August 2002, [Published in Eds. J.Wagemans, H.Ait Abderrahim, P.D'hondt, Ch.De Raedt. World Scientific, Reactor dosimetry in the 21st century, 2003. -P.405-411]

93 Ерак Д.Ю., Яковлев B.B., Мурашов B.H., Насонов В.А., Буслаев B.C., Можаев А.А., Михин О.В., Ничнпоренко Ю.Б. Развитие техники ускоренных радиационных испытаний конструкционных материалов с использованием уникальной установки - реактора ИР-8. - М., 2010. ( Препринт ИАЭ-6648/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

94 Erak D. Yu., Yakovlev V.V., Kochkin V. N., Murashov V. N., Nasonov V.A., Gomin Ye. A., Alekseev N.I., Skarovskiy D.A., Nichiporenko Yu. В., Mikhin О. V., Marin S.V. Development and implementation of materials irradiation experiment at the research reactor IR-8 // ISRD-14, USA, 23-7 May 2011.

95 Erak D., Kryukov A., Vishkarev O. Nickel content effect on radiation embrittlement of WER-1000 vessel steel // Proceedings of Third International Conference on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation", CRISM "PROMETEY", St.Petersburg, Russia, 1994. - Vol.3. - P. 846849.

96 Ерак Д.Ю. Радиационное охрупчивание и восстановление механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000: Автореферат дисс. канд. техн. наук. -М., 1998.

97 Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel Materials // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation". - Madrid, Spain, 1999. - P. 374-385.

98 Shamardin V.K., Golovanov V.N. Irradiation embrittlement and mitigation // Proceedings of IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation". - Gloucester, UK, May 2001. - P.277-284.

99 Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel // Materials Science and Engineering, 1997. - Vol. A234-236. -P.915-917.

100 Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M., Levit V.I., Korolev Yu.N. Radiation embrittlement and thermal annealing behavior of Cr-Ni-Mo reactor pressure vessel materials // J. Nucl. Mater. - 1995. - Vol. 226. - P. 144-155.

101 Erak D. Mechanical Property Changes of VVER RPV Materials Embrittlement (tensile-Charpy properties) // Int. J. Nuclear Knowledge Management. - 2011. - Vol. 5. -No. 1. -P.53-79.

102 Boehmert J., Ulbricht A., Kryukov A., Nikolaev Yu.A., Erak D.Y. Composition Effects on the Radiation Embrittlement of Iron Alloys // 20th International Symposium -Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1405, S.T., American Society for Testing and Materials, West Coshohocken, USA, 2001. - P.383-398.

103 Development of advanced methods for evaluation of radiation embrittlement of WER-1000/320 type RPVs: Report / Platonov P.A., Shtrombakh Ya.I., Kryukov A.M., Erak D.Yu. et al. - № SRR2/95/GD/0901/0. - RRC "Kurchatov Institute", Moscow, 2001.

104 Bergner F., Ulbricht A., Gokhman A., Erak D. Nature of defect clusters in neutron-irradiated iron-based alloys deduced from small-angle neutron scattering // J. Nucl. Mater. - 2008 - Vol. 373 -Issues 1-3 - P. 199-205.

105 Насонов B.A., Алексеев Н.И., Ерак Д.Ю., Гомин Е.А., Кочкин В.Н., Вихров В.И., Махотин Д.Ю., Талиев А.В., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. Разработка расчетно-эксиериментальных методик определения параметров полей нейтронов

в реакторе ИР-8 РНЦ КИ для фундаментальных и прикладных исследований. -М., 2009. - (Препринт ИАЭ-6579/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

106 Oleynik D.S., Nasonov V.A., Alexeev N.I., Erak D.Y., Kochkin V.N. Modeling IR-8 Research Reactor of RRC KI for Precision Neutronics Calculations // Proceedings of the RRFM-2010 International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management. Marrakech, Morocco, 21-25 March 2010.

107 Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев A.B., Песня Ю.Е., Дубовский Ю.М., Яшин А.Ф., Протасов С.П., Карпухин А.А. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с октября 1981 г. по декабрь 1988 г. - М., 2009. -

( Препринт ИАЭ-6602/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

108 Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев А.В., Песня Ю.Е., Дубовский Ю.М., Яшин А.Ф., Протасов С.П., Карпухин А.А. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с января 1989 г. по декабрь 2001 г. - М., 2009. - ( Препринт ИАЭ-6603/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

109 Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев А.В., Песня Ю.Е., Дубовский Ю.М., Яшин А.Ф., Протасов С.П., Карпухин А.А. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с января 2002 г. по декабрь 2009 г. - М., 2009. - ( Препринт ИАЭ-6604/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

110 Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев А.В., Герстле А.Д., Дубовский Ю.М., Песня Ю.Е. Основные параметры реактора ИР-8 с АУ РИМ в отражателе. - М., 2009. - ( Препринт ИАЭ-6613/4 РНЦ «Курчатовский институт»).

111 Nikolaev Yu.A. Radiation embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV steels // Journal of ASTM International. - 2007. - Vol. 4. - No. 8. - Paper ID JAI 100695.

112 Kryukov A., Erak D., Debarberis L. F.Sevini and B.Acosta. Extended analysis of WER-1000 surveillance data // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation". - Gloucester, UK, May 2001. - P. 285293.

113 Kryukov A., Erak D. et al. Extended analysis of WER-1000 surveillance data // Int. J. Press. Vessel Piping. - 2002. - Vol. 79. - P. 661-664.

114 Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. and Shtrombakh Ya.I. Radiation embrittlement of low-alloy steels // Int. J. Press. Vessel Piping. - 2002. - Vol. 79. - P.619-636.

115 Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A., Pechenkin V.A. Microstructural behavior of WER-440 reactor pressure vessel steels under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period // J.Nucl. Mater. -2005. - Vol. 342. - Issues 1-3. - P. 77-89.

116 Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Ya.I. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 1997. - Vol.246. - P. 91-120.

117 Gurovich B.A., Lavrenchuk O.V., Kuleshova E.A. Comparative study of fracture in pressure vessel steels A533B and A508 // J. Nucl. Mater. - 1996. - Vol. 228. - P. 330-337.

118 Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Zabusov O.O., Krasikov E.A. Intergranular and Intragranular Phosphorus Segregation in Russian Pressure Vessel Steels Due to Neutron Irradiation // J. Nucl. Mater. - 2000. - Vol. 279. - №/2-3. - P.59-72.

119 Забусов O.O., Красиков E.A., Козодаев M.A., Суворов А.Л., Pareige P., Radiguet В. Перераспределение примесных и легирующих элементов в стали корпуса реактора ВВЭР-440 под действием эксплуатационных факторов. Доклад на 15-ой международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Алушта, 2002. - С. 38.

120 Gurovich В.А., Kuleshova Е.А., Prihodko К.Е., Lavrenchuk O.V., Shtrombakh Ya.I. The principal structural changes proceeding in Russian pressure vessel steels as a result of neutron irradiation, recovery annealing and re-irradiation // J. Nucl. Mater. -1998. - Vol. 264. - P.333-353.

121 Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Erak D.Yu. et al. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of WER-440 and WER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl.Mat. - 2002. - Vol. 300. - P. 127-140.

122 Забусов О.О., Чернобаева A.A., Штромбах Я.И., Николаев Ю.А., Кулешова Е.А., Миллер М.К., Расселл К.Ф., Нанстад Р.К. Трансформация тонкой структуры материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при облучении до высоких флюенсов и последующем отжиге // Вопросы атомной науки и техники, Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2007. - №3-70.

123 Gurovich В.A., Kuleshova Е.А., Shtrombakh Ya.I., Erak D.Yu., Chernobaeva A.A., Zabusov O.O. Fine structure behavior of WER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl.Mater. - 2009. - Vol.389. - P.490-496.

124 Забусов O.O., Салтыков M.A., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова C.B., Журко Д.А. Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // ВАНТ. Раздел «Материалы реакторов на тепловых нейтронах»-, 2013. Т.84. - №2. - С. 82-89.

125 Грекова И.И., Юханов В.А., Филимонов Г.Н., Зубченко A.C. Термическое старение материалов для корпусов ВВЭР // Труды третьей международной конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», ЦНИИ КМ «Прометей», Санкт-Петербург, 1994. - Том 2. -С. 439-451.

126 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 // МиТОМ. - 2006. - №7 (613). - С. 23-27.

127 Дуб A.B., Юханов В.А. Оценка срока службы действующих реакторных установок ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. - 2009. - № 12. - С. 9-11.

128 Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова C.B., Фролов A.C., Мальцев Д.А. Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реактора ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. - 2012. - № 7. - С. 22-26.

129 Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова C.B., Мальцев Д.А., Фролов A.C. Влияние химического состава и структурных параметров сталей корпусов реакторов ВВЭР на склонность к охрупчиванию, обусловленному образованием

зернограничных сегрегаций, в том числе, в условиях, характерных для длительной эксплуатации энергетических установок // Сборник тезисов 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Россия, Подольск, 17-20 мая 2011. - С. 64.

130 Скундин М.А. Изменение механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием длительных выдержек при рабочих температурах: Дисс. канд. техн. наук. - М., 2013, 174 с.

131 Erak D.Yu., Margolin B.Z., Kevorkyan Yu.R., Zhurko D.A., Nikolaev V.A. The analysis of radiation embrittlement of WER-1000 reactor pressure vessel materials // In Collection of Abstracts of the 10th international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment. - St. Petersburg, 2008.-P. 41.

132 Марголин Б. 3., 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 материаловедения. - 2009. - Т.4. - № 60.

- С.108-123.

133 Margolin B.Z., Nikolaev V.A., Yurchenko E.V., Nikolaev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolaeva A.V. A new approach to description of in-service embrittlement of WWER-1000 reactor pressure vessel materials // Chemistry and materials science. Scientific and Technical Section. Strength of Materials. - 2010. - Vol. 42. - No. 1. - P.2-16.

134 Марголин Б. 3., Николаев В. А., Юрченко Е. В., Николаев Ю. А., Ерак Д. Ю., Николаева А.В. Новый подход к описанию охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации // Проблемы прочности.

- 2010. -№1. - С.7-26.

135 Margolin B.Z., Nikolayev V.A., Yurchenko E.V., Nikolayev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolayeva A.V. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. Press. Vessel Piping. -2012. - Vol.89. - P.178-186.

136 Debarberis L., Sevini F., Acosta В., Kryukov A., Erak D. Fluence rate effects on irradiation embrittlement of model alloys // Int. J. Press. Vessel Piping. - 2005. - Vol. 82.-P. 373-378.

137 Erak D., Gurovich В., Kuleshova E., Shtrombakh Ya., Zabusov O., Zhurko D. Procedure of accelerated irradiation results usage for prediction of the material state corresponding to long-term operation of the reactor pressure vessel // ECF-19, Kazan, 26-31 August 2012, Presentation.

138 Erak D., Zhurko D. Prediction of Radiation Embrittlement for WER RPV Materials by Using of Accelerated Irradiation // in Collection of abstracts of the IAEA Technical Meeting on Irradiation Embrittlement and Life Management of Reactor Pressure Vessels. - Znojmo, Czech Republic, 18-22 October 2010, Presentation.

139 Miller M.K., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Y.I., Russell K.F., Nanstad R.K., Erak D.Y., Zabusov O.O. Evolution of the nanostructure of WER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing // J. Nucl. Mater. - 2009. -V.385. - P.615-622.

140 Kryukov A.M., Nikolaev Yu.A., Planman Т., Platonov P.A. Basic results of the Russian WWER-1000 surveillance program // Nuclear Engineering and Design. - 1997. - Vol.173.-P.333-339.

141 Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel Materials - Irradiation Embrittlement and Mitigation // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting, Madrid, Spain, 1999. - P.374-385.

142 Nanstad R., Sokolov M. and Miller M. Comparison of Nickel Effects on Embrittlement Mechanisms in a Radiation-Sensitive Weld and in Prototypic WWER-1000 and A533B Steels // Proceeding of IAEA meeting on irradiation effects and mitigation in reactor pressure vessel and RPV internal, Russia, Gus Chrustalniy, 2004.

143 Штромбах ЯМ., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Ерак Д.Ю., Федотова С.В., Журко Д.А., Забусов О.О., Николаев Ю.А. Экспериментальная оценка эффективности восстановительного отжига корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. - 2010. - Т. 109. - Вып.4. - С.205-212.

144 Пат. 2396361 Российская Федерация, МПК51 CI C21D 1/78, В23Р 6/02. Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000 / Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Забусов О.О., Кулешова Е.А., Николаев Ю.А.; заявитель и патентообладатель Федеральное Государственное учреждение «Российский научный центр «Курчатовский институт» (РНЦ «Курчатовский институт»). - № 2009136468/02; заявл. 02.10.2009; опубл. 10.08.2010, Бюл. № 22. - 5 с.

145 Hawthorne J.R. Irradiation Embrittlement, Treatise on materials science and technology, Academic Press. Inc. - 1983. - Vol. 25. - P. 462-523.

146 Hawthorne J.R. Steel Impurity Element Effects on Postirradiation Properties by Annealing // in Materials of 13th International Symposium Influence of Radiation on Material Properties: (Part II), ASTM STP 956, American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1987. - P. 461-479.

147 Erak D., Kryukov A. Justification of a Possibility of Recovery of WWER-1000 Reactor Pressure Vessel Materials Radiation Stability by Annealing // Materials of Fourth international conference on material science problems in NPP equipment production and operation, St. Petersburg, Russia, 1996. - Vol.3. - P. 27-36.

148 Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. "Recovery of mechanical properties of irradiated WWER-1000 pressure vessel materials." Proceedings of the IAEA Specialists Meeting "Irradiation Embrittlement and Mitigation", Madrid, Spain, 1999. - P. 106117.

149 Erak D., Gurovich В., Shtrombakh Ya., Zhurko D. Degradation and Recovery of Mechanical Properties of WER-1000 Pressure Vessel Materials // in Materials of FONTEVRAUD-7, 2010. - Paper Reference №A096-T01.

150 Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова E.A., Журко Д.А., Ерак Д.Ю., Фролов А.С., Мальцев Д.А. Структурные исследования новых сталей корпусов реакторов нового поколения с повышенной мощностью и ресурсом // Сборник тезисов 12-ой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации АЭС», Спб, 2012. - С.188.

151 Утевский JI. M., Гликман Е. Е., Карк Г. С. Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа. - М.: Металлургия, 1985. - 271 с.

152 Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Ерак Д.Ю., Федотова C.B., Журко Д.А., Забусов О.О. Экспериментальное обоснование эффективности восстановительного отжига металла сварных швов корпусов ВВЭР-1000 для продления срока службы до 60 лет // Сборник тезисов Восьмой международной научно-технической конференции МНТК-2012 «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2012. - С.142-144.