Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Никитенко, Михаил Павлович

• Никитенко, Михаил Павлович
• кандидат технических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат технических наук Никитенко, Михаил Павлович

УСЛОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЙ.

1.1. Описание конструкции.

1.2. Исходные данные.

1.2.1. Конструкционные материалы.

1.2.2. Рабочие условия.

1.2.3. Допускаемые напряжения.

1.3. Условия работы опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения.

Выводы к главе 1.

Глава 2. УСЛОВИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ХРУПКОЙ ПРОЧНОСТИ

ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ ВВЭР-440 ПЕРВОГО

ПОКОЛЕНИЯ.

2.1. Обеспечение хрупкой прочности опорной конструкции реактора.

2.1.1. Основные положения.

2.1.2. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности элементов с полуэллиптической поверхностной трещиной.

2.1.3. Формулировка условия обеспечения хрупкой прочности для сквозной трещины.

2.2. Анализ возможных дефектов в металле кольцевого бака и опорной конструкции реактора.

2.2.1. Назначение формы и размеров расчетного дефекта при анализе условий прочности обечаек и днища кольцевого бака реактора.

2.2.2. Назначение формы и размеров дефектов при анализе условий прочности узлов приварки внутренних и внешних ребер к обечайкам кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 2.

Глава 3. КЛЮЧЕВЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ ОПОРНОЙ КОНСТРУКЦИИ

РЕАКТОРА И АНАЛИЗ ИХ НАГРУЖЕННОСТИ.

3.1. Ключевые элементы опорной конструкции реактора.

3.2. Расчетное исследование остаточных сварочных напряжений в ключевых элементах опорной конструкции реактора.

3.2.1. Процедура расчета.

3.2.2. Расчет ОСН в продольных стыковых сварных швах обечаек кольцевого бака реактора.

3.2.3. Расчет ОСН в узле приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.

3.2.4. Расчет ОСН в узле приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора.

3.2.5. Расчет ОСН в узле приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора.

3.2.6. Расчет ОСН в узле приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора.

3.3. Расчет КИН от первичных напряжений.

3.4. Расчет КИН от остаточных сварочных напряжений.

3.4.1. Узел, образованный продольным стыковым швом.

3.4.2. Узел приварки ребра к внутренней и наружной обечайкам кольцевого бака реактора.

3.4.3. Узел приварки днища к обечайкам кольцевого бака реактора.

3.4.4. Узел приварки Г-образной опоры к внутренней обечайке кольцевого бака реактора.

3.4.5. Узел приварки опорной плиты к наружной обечайке кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 3.

Глава 4. ОХРУПЧИВАНИЕ УГЛЕРОДИСТЫХ СТАЛЕЙ ПОД ДЕЙСТВИЕМ ОБЛУЧЕНИЯ И ТЕРМИЧЕСКОГО СТАРЕНИЯ.

4.1. Определение Тко для стали марки СтЗсп5 и металла сварного шва, выполненного электродами УОНИИ-13/45.

4.2. Влияние низкотемпературного облучения.

4.3. Влияние спектра и скорости создания смещений.

4.4. Влияние термического старения.

4.5. Получение расчетной температурной зависимости вязкости разрушения К1С(Т-Тк).

4.6. Экспериментальное определение плотности нейтронного потока.

Выводы к главе 4.

Глава 5. РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОДЛЕНИЯ СРОКА

СЛУЖБЫ ОПОРНЫХ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРОВ ПО f КРИТЕРИЮ СОПРОТИВЛЕНИЯ ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ

5.1. Методики расчета.

5.1.1. Методика расчета напряженно-деформированного состояния.

5.1.2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению.

5.2. Результаты расчета напряженно-деформированного состояния опорной конструкции реактора.

5.3. Результаты расчета на СХР опорной конструкции реактора.

5.3.1. Критическая температура хрупкости.

5.3.2. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке в районе сварного соединения с ребром жесткости.

5.3.3. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутренней обечайке кольцевого бака реактора в районе вертикального сварного соединения.

5.3.4. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении нижнего днища с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

5.3.5. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению в сварном соединении опорного ребра с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

5.3.6. Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению во внутреннем ребре жесткости в районе сварного соединения с внутренней обечайкой кольцевого бака реактора.

Выводы к главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методология обоснования продления срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440»

Актуальность темы диссертации

Продление срока эксплуатации действующих АЭС является одной из важнейших тенденций современного этапа развития атомной энергетики и наиболее эффективным направлением вложения финансовых средств для сохранения генерирующих мощностей. Осуществлению этого направления в развитии атомной энергетики России способствовало то, что установленный в проекте 30-летний срок эксплуатации действующих АЭС был определен в 5060 годах и отражает определенный консерватизм принятой расчетной базы его обоснования, когда отсутствовали опыт проектирования и эксплуатации АЭС, а также фактические эксплуатационные данные по износу оборудования атомных станций. Сегодняшний опыт эксплуатации АЭС позволяет обосновать пересмотр ранее установленных сроков службы энергоблоков, а кроме того пересмотр и сроков снятия оборудования с эксплуатации.

К одной из важнейших проблем современной атомной энергетики можно отнести проблему оценки состояния несущих конструкций элементов оборудования, их остаточного ресурса с учетом деградации свойств металла. Опорные конструкции реактора относятся к незаменяемым элементам, ресурс которых также определяет срок службы АЭС. Оценка исходного и остаточного ресурса, обоснование продления срока службы металла оборудования, обоснование сроков контроля, ремонта и снятия с эксплуатации при возможности обеспечения и поддержания требуемого уровня безопасности -все это важнейшие производные решения данной проблемы.

При обосновании ресурса оборудования возникает ряд вопросов, наиболее острым из которых является разработка достаточно достоверных методов оценки ресурса материалов и оборудования.

В составе документов, необходимых для продления срока эксплуатации энергоблока № 4 НВ АЭС, были представлены материалы, обосновывающие возможность эксплуатации кольцевого бака с опорой реактора с позиции статической и циклической прочности. В процессе экспертизы материалов надзорными органами России был поставлен вопрос по обоснованию прочности опорной конструкции реактора, изготовленной из низкоуглеродистых сталей, в условиях низкопоточного низкотемпературного облучения, который вошел в условия действия лицензии.

Углеродистые стали обыкновенного качества (СтЗ, А106) и близкие к ним по химсоставу и свойствам углеродистые стали специального назначения (Ст 22К; А 212В) начали применяться примерно 40 лет назад в энергетических реакторах. При сооружении первых АЭС эти стали использовались как материал опорных конструкций реакторов типа ВВЭР и металлоконструкций других реакторов, работающих при сравнительно невысоких радиационных нагрузках, а также температурах менее 100°С.

Указанные выше марки сталей в отношении их охрупчивания под влиянием облучения были изучены недостаточно подробно. До сих пор не имеется исчерпывающих данных об условиях облучения и параметрах охрупчивания стали марки СтЗ, которая эксплуатируется в составе опорных конструкций ВВЭР-440 в условиях низких плотностей потока нейтронов (ф) и

О 1П *) 1ft флюенса (F) нейтронов (ф« 10 -10 нейтр/см с, Е>0,5 МэВ, F*1010" 1019нейтр/см2).

Вместе с тем, практические шаги по продлению срока службы реакторов АЭС требуют обоснования возможности эксплуатации опорной конструкции реактора в этих условиях, учитывая, что флюенс нейтронов может достичь in л величины, превышающей нормативную (-10 нейтр/см ) за 30 лет эксплуатации.

Последнее обстоятельство диктует необходимость оценки хрупкой прочности опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения с учетом продления срока службы и увеличения флюенса нейтронов при увеличении срока эксплуатации опорной конструкции реактора до 45 лет.

В оценке хрупкой прочности опорной конструкции реактора важную роль играет критическая температура хрупкости Тк. Она увеличивается при росте флюенса нейтронов на величину сдвига АТР.

Исследования последних десятилетий свидетельствуют, что сдвиг ATF зависит также от величины плотности потока (флакса) нейтронов. При одном и том же флюенсе нейтронов различие в сдвигах АТР (или в коэффициентах охрупчивания Ар) может существенно увеличиваться с уменьшением флакса нейтронов, воздействующих на опорные конструкции реактора. Этот эффект, называемый низкопоточным охрупчиванием, необходимо достаточно точно оценить, чтобы с установленными условиями облучения опорной конструкции реактора достоверно определить величину Тк как для проектного срока ее эксплуатации, так и в прогнозе Тк при продлении эксплуатации на 15 лет.

Исходная информация о плотности потока и флюенсе нейтронов до настоящего времени базировалась в основном на данных расчетов, корректность которых, с точки зрения консервативности применяемых подходов, потребовала экспериментального подтверждения по следующим причинам: во-первых, опорные конструкции ВВЭР-440 первого поколения располагается на периферии активной зоны реакторной установки, где имеются значительные градиенты плотности потока и спектра быстрых нейтронов; во-вторых, расчетная модель и программы, используемые в расчетах, в такой геометрии не проходили верификации. Оценить результаты расчета плотности потока нейтронов затруднительно также и по причине неполной адекватности расчетной модели (состав, геометрия) реальной опорной конструкции реактора.

Экспериментальное определение плотности потока быстрых нейтронов на опорной конструкции реактора осложнено из-за ее труднодоступности. Существующая техника активационного метода, применяемая на АЭС за корпусом реактора, требует длительных экспозиций, связана с трудностью размещения и доставки детекторов и т.д.

В [1] на основе опубликованных отечественных и зарубежных экспериментальных данных был произведен анализ дозовой зависимости радиационного охрупчивания углеродистых сталей и металла их сварных швов в условиях низкотемпературного облучения. Отмечено, что в этих условиях на образцах-свидетелях металла опорной конструкции реактора HFIR при крайне

8 2 низкой плотности нейтронного потока (~10 нейтр/см с, Е>1МэВ) было обнаружено более значительное увеличение сдвига температуры хрупкости АТр и прироста предела текучести по сравнению с результатами, полученными на тех же материалах при облучении в исследовательских реакторах с большими мощностями нейтронного потока.

По мнению исследователей, обнаруживших этот эффект, его причиной является вклад тепловой части нейтронного спектра в образование точечных дефектов и формирование системы дислокационных барьеров в структуре облучаемой стали.

В итоге анализа, выполненного в ЦНИИ КМ "Прометей" и РНЦ "Курчатовский институт" [1], для прогноза радиационного охрупчивания углеродистых сталей в оценках работоспособности опорных конструкций, предложены сходные экспоненциальные дозовые зависимости АТР, из которых одна является верхней огибающей имеющейся совокупности экспериментальных данных, включая данные по образцам-свидетелям защитного бака реактора HFIR. Другая зависимость, в целях обеспечения консервативности расчетов на прочность, предусматривает учет фактора плотности потока быстрых нейтронов (Е>0,5МэВ), посредством чего прогнозируется усиление охрупчивания вследствие уменьшения скорости создания атомных смещений при рекомбинации структурных дефектов.

Известным недостатком использованной базы данных, в ряде случаев, являлось определение сдвига ATF путем испытания малоразмерных цилиндрических образцов (в наиболее ранних работах), чем, возможно, обусловлен повышенный разброс результатов. Крайне ограниченным был также и объем экспериментов по измерению вязкости разрушения облученных материалов. Результаты исследований радиационной стойкости стали марки СтЗсп5, а также исследование механических характеристик ее сварных соединений предназначались для экспериментальной проверки предложенных в [1] соотношений. Эти результаты также послужили основой для верификации используемых в [2] соотношений для расчетов на сопротивление хрупкому разрушению опорных конструкций согласно [2].

Указанный комплекс задач применительно к особенностям изготовления и эксплуатации опорной конструкции не был решен.

Цель работы; Разработка методологии обоснования продления срока службы (ПСС) опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения по критерию сопротивления хрупкому разрушению и обоснование ПСС опорных конструкций до 45 лет.

Решаемые вопросы для достижения поставленной цели: -определить перечень элементов, повреждение каждого из которых приводит к нарушению нормального функционирования опорной конструкции в целом; такие элементы названы критическими элементами;

-сформулировать условие обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения;

-выполнить анализ возможной дефектности опорной конструкции и сформулировать требования к размерам расчетных дефектов;

-определить остаточные сварочные напряжения в критических элементах опорной конструкции;

-определить коэффициенты интенсивности напряжений (КИН) для различных критических элементов и различных геометрий расчетных дефектов с учетом остаточных сварочных напряжений;

-установить критическую температуру хрупкости для металла опорной конструкции реактора в исходном состоянии;

-получить дозовые зависимости, описывающие сдвиг критической температуры хрупкости от флюенса F и флакса ф нейтронов;

-выполнить экспериментальное определение плотности нейтронного потока на опорную конструкцию реактора;

-обосновать расчетами на СХР продление срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. Научная новизна

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению, включающий:

-структурный анализ нетермообрабатываемых металлоконструкций и выявление критических элементов;

-определение доминирующих технологических и эксплуатационных факторов;

-анализ и выбор определяющих эксплуатационных режимов;

-расчет остаточных сварочных напряжений в опорной конструкции;

-получение дозовых зависимостей нейтронного охрупчивания углеродистых сталей в условиях низкопоточного облучения при низких температурах;

-анализ обеспечения прочности критических элементов по критерию хрупкого разрушения.

2. Выполнено обоснование СХР опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения, которое, совместно с другими документами, легло в основу принятия положительного решения по продлению сроков службы АЭС с ВВЭР-440 первого поколения.

Практическая ценность

1. Результаты выполненных работ позволили обосновать безопасную эксплуатацию опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения за пределами проектного срока службы, что в свою очередь позволило продлить срок службы 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

2. Разработанная методология может быть рекомендована для обоснования целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций других типов реакторов, подвергаемых нейтронному облучению.

Достоверность и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций

Подтверждаются результатами экспериментальных исследований, согласованностью оригинальных данных с литературными, использованием современных методов расчета напряженного состояния, концепций механики разрушения и методами статистической обработки данных.

Личный вклад автора в получение научных результатов

1. Сформулирован и решен комплекс взаимосвязанных задач, позволяющий проводить оценку целостности сварных нетермообрабатываемых конструкций, подвергаемых нейтронному облучению.

2. Выполнено расчетное обоснование СХР опорных конструкций 3,4 блоков НВ АЭС и 1,2 блоков Кольской АЭС.

Апробация работы

Основные материалы диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, семинарах и совещаниях, в т.ч. в Варне (Болгария) 2001г., 2002г., на семинаре в МАГАТЭ в 2003г., на 9 международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (г.Пушкин) в 2006 г.

Публикации

Материалы, отражающие содержание диссертационной работы, представлены 5 публикациями.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов по работе, литературы. Материалы диссертации изложены на 150 страницах и содержат 55 рисунков и 22 таблицы, в списке литературы 69 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Никитенко, Михаил Павлович

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ

1. На основе выполненного комплекса работ подтверждена возможность дальнейшей эксплуатации опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения. На основании полученных результатов Ростехнадзором РФ выдана лицензия на продление эксплуатации Нововоронежской АЭС (блоки 3, 4) и Кольской АЭС (блоки 1,2) за пределами проектного срока службы 30 лет.

2. На основе анализа конструктивных решений опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения, используемых основных сварочных материалов, технологии изготовления, требований нормативной документации разработана методология выбора расчетного дефекта для различных элементов опорной конструкции.

3. На основе анализа условий нагружения, конструктивных особенностей опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР-440 первого поколения выявлены критические элементы, повреждение которых может привести к нарушению нормального функционирования конструкции.

4. Во всех критических элементах определены остаточные сварочные напряжения.

5. В сечениях наиболее вероятного развития трещин рассчитаны коэффициенты интенсивности напряжений для различных глубин поверхностных полуэллиптических трещин. Расчеты проведены с учетом остаточных сварочных напряжений.

6. Разработана методология учета влияния плотности потока нейтронов на низкотемпературное радиационное охрупчивание углеродистых сталей. Для металла опорной конструкции определены закономерности, позволяющие прогнозировать температурную зависимость статической трещиностойкости от флюенса нейтронов с учетом флакс-эффекта.

7. Результаты проведенных экспериментальных исследований плотности потока нейтронов в зоне опорных конструкций ВВЭР-440 первого поколения подтвердили консервативность расчетных оценок флюенса нейтронов.

8. Разработанная методология выполнения работ по обоснованию срока службы опорных конструкций реакторов АЭС с ВВЭР- 440 первого поколения может быть рекомендована для обоснования опорных элементов различных типов ВВЭР, работающих в условиях низкопоточного, низкотемпературного облучения быстрыми нейтронами.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Никитенко, Михаил Павлович, 2007 год

1. Пояснительная записка к "Методике расчета на сопротивление хрупкому разрушению металлических опорных конструкций атомных реакторов ВВЭР-440/230 (179)", (РД ЭО 0486 03), ЦНИИ КМ "Прометей", Санкт-Петербург, 2003.

2. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению металлических опорных конструкций атомных реакторов ВВЭР-440/230(179), РД ЭО 0486-03, ФГУП ЦНИИКМ «Прометей», 2003.

3. Бак кольцевой. Чертеж общего вида, 1112.06.00.000, ОАО «Ижорские заводы», 1969, (инв. 179-14352, ОКБ «Гидропресс»).

4. Опора. Чертеж, 1112.00.00.001, ОАО «Ижорские заводы», 1969, (инв. 3711, ОКБ «Гидропресс»).

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

6. ГОСТ 380-94 Сталь углеродистая обыкновенного качества. Марки, Минск, 1994.

7. Главный циркуляционный трубопровод. Анализ статической прочности, 179-Р-355, ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 2003.

8. Трощенко В.Т., Покровский В.В., Прокопенко А.В. Трещиностойкость металлов при циклическом нагружении. Киев: Наукова думка, 1987. -256 с.

9. Ю.Карзов Г.П., Леонов В.П., Тимофеев Б.Т. Сварные сосуды высокого давления: Прочность и долговечность. Л.: Машиностроение, 1982. - 287 с.

10. И.В. Горынин, В.А. Игнатов, Б.Т. Тимофеев, В.А. Федорова. Влияние технологических и эксплуатационных факторов на усталостную прочность сталей марок 15Х2МФА и 15Х2НМФА //Проблемы прочности. 1984. -N9. -С.3-9.

11. В.Г. Каплуненко, В.В. Покровский, Б.Т. Тимофеев, Т. А. Чернаенко. Трещиностойкость металла швов сварных соединений из стали марки 15Х2МФА реальных толщин //Вопросы судостроения. Сер. Сварка.-1985.- Вып.39.- С.27-33.

12. Б.Т. Тимофеев, В.А. Федорова, Ю.И. Звездин и др. Сопротивление коррозионно-усталостному разрушению теплоустойчивых сталей и их сварных швов//Проблемы прочности. 1987. - N1. - С. 25-30.

13. Н.Похмурский В.И., Гнып И.П. Влияние параметров циклического нагружения и водных сред на скорость роста трещин в сталях//Физ.-хим. механика материалов. -1985. N3. - С.28-37.

14. Timofeev B.T., Fedorova V.A. Corrosion and mechanical strength of NPP material welded joints/Zlntern. J. Pressure Vessels and Piping. 1995. - Vol.64. - P.25-42.

15. Романив O.H., Никифорчин Г.Н. Механика коррозионного разрушения конструкционных материалов. М.: Металлургия, 1986. - 294 с.

16. Wallin К. The scatter in KIC result//Eng. Fract. Mech., 1984, vol. 19, pp. 10851095.

17. Margolin B.Z., Rivkin E.Yu., Karzov G.P., Kostylev V.I., Gulenko A.G."New approaches for evaluation of brittle strength of reactor pressure vessels", Trans, of SMiRT-17, Prague, Czech Republic, August 17-22,2003.

18. Karzov G.P., Margolin B.Z., Rivkin E.Y., "Analysis of structure integrity of RPV on the basis fracture criterion: new approaches", Int. J. Pres. Ves. & Piping, Vol. 81,2004, pp. 651-656.

19. Д. Броек, Основы механики разрушения, М.: Высшая школа, 1980 366 с.

20. Методические рекомендации MP-125 "Правила составления расчетных схем и определение нагруженности элементов конструкций с выявленными дефектами", 1995.

21. Карзов, Г.П., Марголин, Б.З., Швецова, В.А. Физико-механическое моделирование процессов разрушения. -С-Петербург: Политехника, 1993, 390 с.

22. Г.Л. Петров, А.С. Тумарев, Теория сварочных процессов, М.: Высшая школа, 1977-389 с.

23. Методика определения ресурса корпусов атомных реакторов ВВЭР в процессе эксплуатации (МРК-СХР-2000) (РД ЭО 0353-02).

24. L.E. Steell, J.R. Hawthorne. US Naval Research Laboratory Report 5629, June 1961.

25. R.K. Nanstad, К. Farrell, D.N. Braski, W.R. Corvin. Accelerated neutron embrittlement of ferritic steels at low fluence flux and spectrum effects. J. of Nucl. Mat, 158(1988), 1-6.

26. Алексеенко H.H, Амаев А.Д, Горынин И.В, Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1981.

27. MJ. Makin, F.J. Minter. Acta Met, v 8, №10, p.681-692.

28. A.K. Seeger The Second International Conference on Peacefull Uses of Atom Energy, - Geneva, 1958, Rep. P/998.

29. Brumovsky M. Radiation stability of steels for pressure vessels of Czechoslovak nuclear reactors, Skoda, ZJE/89,1970.

30. Brumovsky M, Neutron irradiation induced changes in mechanical properties of Base Material and Welding joints of A-l pressure vessel steel. Skoda, Nuclear Power Plants Division, ZJE/91,1970.

31. Брумовский M, Вацек M. Влияние легирующих элементов на радиационную стойкость сплавов железа и малолегированных сталей. -Труды конференции по реакторному материаловедению, Алушта, 29 мая 1 июня, 1978 г. - Москва, 1978, с.255-279.

32. Н.Ф. Правдюк, А.Д. Амаев, П.Л. Платонов и др. Влияние нейтронного облучения на свойства конструкционных материалов. В сб. Действие ядерных излучений на материалы. М, Изд. АН СССР, 1962.

33. Техническое обоснование возможности продления проектного ресурса основного оборудования реакторных установок ЭГП-6 Билибинской АЭС. 1303,ОО.ОО.ООО.ДГ,ОКБИЗ, 1997.

34. N.K. Heinish. J.of Nucl.Mat, №176,1991, р.19

35. A. Alberman et al.Nucl. Technl, у.66,1984, p.639.

36. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет флюенса нейтронов, Отчет ОКБ "Гидропресс", 230-Р-195,2002.

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

38. Бабич И.К, Гуль Ю.П, Долженков И.В. Деформационное старение стали. М.: Металлургия, 1972,320 с.

39. Е.А. Little Phys.Stat, Solidi (а), 1970, v.3, №4, р.983-994.

40. Н. Wagenblast, F.E.Fujita, A.C. Damask Acta Metallurgies 1964, v. 12, №4, p.347-353.

41. R.A. Arndt, A.C. Damask Acta Metallurgies 1964, v.12, №4, p.341-345.

42. H.Wagenblast, A.C. Damask. J. Phys. Chem. Solids, 1962, v.23, p.221-227.

43. ASTM E 1921-02. «Test Method for Determination of Reference Temperature, TO, for Ferritic Steels in the Transition Range», in: Annual Book of ASTM Standards.

44. Методика прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (МКс КР - 2000) (РД ЭО 0350-02), Санкт-Петербург-Москва,2000,67 с.

45. Wallin К. The size effect in Кю results//Eng. Fract. Mech., 1985,22,149-163.

46. Wallin K. Introduction to the Master Curve approach and ASTM E 1921. In: Use and Applications of the Master Curve for Determining Fracture Toughness (Workshop MASC 2002), pp. 4.1-4.17, Helsinki-Stockholm, 2002.

47. Hans-Werner Viehring and Juergen Boehmert, Some Issues by Using the Master Curve Concept, in Transactions of the 15th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT-15), Seoul, Korea, August, 15-20,1999.

48. Применение концепции «MASTER CURVE» к корпусным реакторным материалам ВВЭР-100. Отчёт по TASIC R 2.06/96, TASK 3.3/ЦНИИКМ «Прометей». Санкт Петербург. 2000-165с.

49. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Швецова В.А. Прогнозирование трещиностойкости реакторных сталей в вероятностной постановке на основе локального подхода. Сообщение 1//Проблемы прочности. 1999. -№ 1.-С. 5-20.

50. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Швецова В.А. Прогнозирование трещиностойкости реакторных сталей в вероятностной постановке на основе локального подхода. Сообщение 2//Проблемы прочности. 1999. -№2.-С. 5-22.

51. Z.Bures, J. Cvachovec, B.Osmera et al. Multiparameter multichannel analyzer sy-stem for characterization of mixed neutron-gamma field in the experimental reactor LR-0. Там же.

52. B. Boehmer, J. Kouheiser, K. Noack et al. Neutron and gamma fluency and radi-ation damage parameters of ex-core components of Russian and Germany light water reactors. Там же.

53. В. Osmera. Reactor dosimetry of WWER-440 type reactors. Nucleon 3-4, 1993, p.27-35.

54. Ломакин C.C. и др., Экспериментальные данные о нейтронных полях ВВЭР-440.Атомная энергия, т.54, вып. 3, стр. 200-201,1983 г.

55. W.A.Rhoades, F.R.Mynatt. The DOT III Two-Dimensional Discrets Ordinates Transport Code. ORNL-TM-4280,1973.

56. W.W.Engle Jr. User's Manual for ANISN. K-1693, ORNL, 1967.65J.Bucholz, S.Antonov, S.Belousov. BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross-Section Libraries Derived from RNDF/B-VI Nucltar Data. INDC(BUL)-15, Distrib.: G, November 1996.

57. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет флюенса нейтронов, 230-Р-198. ОКБ «Гидропресс», 2003,49с.

58. Статический и динамический расчет оболочечно-стержневых конструкций, Micro-Fe, Еврософт (г.Москва), 1999.

59. Конструкции опорные реактора. Расчет прочности, 230-Р-173, ОКБ «Гидропресс», 2000, 39с.

60. Кольцевой бак и опора реактора. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению 230-Р-199, ОКБ «Гидропресс», 2003, 77с.