Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Мальцев, Дмитрий Андреевич

• Мальцев, Дмитрий Андреевич
• кандидат технических наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат технических наук Мальцев, Дмитрий Андреевич

3.2 Оценка вклада зернограничных сегрегации в изменение свойств

материалов корпусов ВВЭР-1000 при термическом старении

Заключение по главе 3

ГЛАВА 4. МИКРОСТРУКТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ, ОБЛУЧЕННЫХ В РАЗЛИЧНЫХ УСЛОВИЯХ, ДЛЯ ВЫЯВЛЕНИЯ СТРУКТУРНЫХ ПРЕДПОСЫЛОК ЭФФЕКТА ФЛАКСА

4.1 Исследования вклада неупрочнящего механизма в эффекта флакса88

4.1.1 Исследования уровня зернограничных сегрегаций в образцах МШ и ОМ, облученных при разнличных флаксах методами фрактографического и оже-спектрального анализов

4.1.2 Структурные исследования материалов после выдержек при температурно-временных параметрах ускоренного облучения

4.2 Исследования вклада упрочняющего механизма в эффект флакса 113 Заключение по главе 4

ГЛАВА 5. ОЦЕНКА ВКЛАДА УПРОЧНЯЮЩИХ И НЕУПРОЧНЯЮЩИХ МЕХАНИЗМОВ В РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ ВВЭР-1000 ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ДО ЗАПРОЕКТНЫХ ФЛЮЕНСОВ

5.1 Фрактографические исследования образцов металла сварных швов и основных металлов, облученных до запроектных флюенсов

5.2 Исследования упрочняющих механизмов охрупчивания при

облучении до запроектных флюенсов

Заключение по главе 5

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АЭС - атомная электростанция

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

КР - корпус реактора

Тк - критическая температура хрупкости

Ярод - предел текучести

Б - флюенс быстрых нетйронов (Е>0,5 МэВ)

Ф - флакс быстрых нейтронов

ОС - образцы-свидетели

ОМ - основной металл

МШ - металл сварного шва

ВХП - вязко-хрупкий переход

ТЭМ - трансмиссионная электронная микроскопия

СЭМ - сканирующая электронная микроскопия

ОЭС - оже-электронная спектроскопия

АЗТ - атомно-зондовая томография

Бал АЭС - Балаковская атомная электростанция

Кал АЭС - Калининская атомная электростанция

Хм АЭС - Хмельницкая атомная электростанция

НВ АЭС - Нововоронежская атомная электростанция

Ров АЭС - Ровенская атомная электростанция

Зап АЭС - Запарожская атомная электростанция

ЮУ АЭС - Южно-Украинская атомная электростанция

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы»

ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время одним из приоритетных направлений модернизации российской экономики является развитие атомной энергетики, которое предусматривает не только строительство новых АЭС, но и продление срока эксплуатации действующих энергоблоков. Для реакторных установок типа ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более. Срок службы ядерной энергетической установки (ЯЭУ) определяется ресурсом ее несменяемых узлов и, главным образом, сроком эксплуатации корпуса реактора (КР), в течение которого исключается возможность его хрупкого разрушения в любом режиме, включая аварийные ситуации. Таким образом, задача по продлению срока эксплуатации всей ЯЭУ в целом сводится к обоснованию остаточной ресурсоспособности материалов КР на запроектный период.

Эксплуатация материалов КР в условиях повышенных температур и нейтронного облучения приводит к деградации их свойств. Основной наиболее широко используемой характеристикой при обосновании хрупкой прочности КР является критическая температура хрупкости (Тк). Эта характеристика в ряде случаев значительно изменяется в результате воздействия на материал потока быстрых нейтронов и высокой температуры. Кроме того, склонность сталей к охрупчиванию существенно зависит от их химического состава, прежде всего, от содержания никеля. Для наиболее проблемных КР с точки зрения химического состава сдвиги критической температуры хрупкости (АТк) достигли таких величин, что для их дальнейшей эксплуатации необходимо проведение компенсирующих мероприятий, в частности, восстановительного отжига. Однако для ряда корпусов с более низким содержанием никеля можно обосновать продление срока службы без использования процедуры восстановительного отжига.

Увеличение Тк материалов КР в процессе эксплуатации обусловлено исключительно структурными изменениями и может происходить по упрочняющему (за счет образования радиационных дефектов и радиационно-

индуцированных преципитатов) и неупрочняющему (за счет образования сегрегации: примесей на границах зерен и межфазных границах) механизмам. В этой связи при прогнозировании свойств материалов КР на запроектный период обязательным и необходимым этапом является проведение структурных исследований, что позволяет не только существенно повысить надежность прогнозируемых величин, но и выявить механизмы, ответственные за деградацию свойств отдельных элементов КР на разных этапах эксплуатации.

Для необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 (обечаек зоны патрубков) изменение свойств обусловлено длительным воздействием рабочих температур. Поэтому исследование эффектов температурного старения является важнейшим этапом при прогнозировании изменения свойств материалов КР в процессе эксплуатации.

При эксплуатации до 60 лет и более облучаемых элементов КР ВВЭР-1000 интегральная доза нейтронного облучения на стенке корпуса может дос-

24 2

тигнуть величины 1,0x10 нейтрон/м , в то время как на данный момент разработаны нормативные зависимости для определения радиационного охрупчива-

23 2

ния только для флюенсов 6,0x10 нейтрон/м . В связи с этим возникает необходимость расширения существующей базы данных до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации 60 лет за счет ускоренного облучения представительных материалов в исследовательском реакторе. При этом для адекватной интерпретации результатов ускоренного облучения необходимо четко понимать механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов КР при облучении до различных флюенсов.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой высокоразрешающими аналитическими методами трансмиссионной и сканирующей электронных микроскопий, а также оже-электронной спектроскопии проведены исследования широкого круга материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, в состояниях, необходимых для их доттистации до 60 лет: после длительных температурных выдержек при рабочих температурах КР, ускорен-

ного облучения до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации в 60 лет, а также после облучения в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов.

Целью работы явились исследования эволюции структуры материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием эксплуатационных факторов для обоснования возможности продления срока службы до 60 лет.

Для достижения поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

• для необлучаемых элементов КР определить механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов вследствие длительного воздействия повышенных рабочих температур. Оценить вклад каждого механизма на всех этапах эксплуатации;

для материалов, облученных в различных условиях, провести комплекс структурных исследований для выявления вклада эффекта флакса в конечное охрупчивание;

• оценить вклад упрочняющих и неупрочняющих механизмов в охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 при их эксплуатации в течение 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы

- впервые проанализирована накопленная в НИЦ «Курчатовский институт» база данных по фрактографическим исследованиям образцов-свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000. Построена зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения от химического состава и рабочих параметров КР ВВЭР-1000 флюен-са и флакса быстрых нейтронов и продолжительности термической выдержки);

- по результатам структурных исследований определены механизмы, ответственные за деградацию свойств необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000. Выполнена оценка сдвига критической температуры хрупкости для необлучаемых материалов корпусов ВВЭР-1000 в зависимости от доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи;

- экспериментально получены характеристики структурного состояния, обуславливающие изменение свойств сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации до 60 лет.

- по результатам структурных исследований определены механизмы, обуславливающие наличие эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;

Основные положения, выносимые на защиту:

влияния макроструктуры на охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000; фазовые превращения, происходящих в материалах КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержках и облучения при рабочих температурах;

оценка вклада зернограничных сегрегаций примесей в изменение свойств материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах;

оценка вклада неупрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

оценка вклада упрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000;

изменения структуры и свойств основного металла (ОМ) и металла сварного шва (МШ) КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов быстрых нейтронов.

Публикации

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на 20 всероссийских и международных конференциях. Материалы опубликованы в 10 статьях, среди которых 9 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК. Часть работ опубликована в отчетах в рамках трех государственных контрактов и договорных работ с ОАО «Концерн Росэнергоатом».

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Проведен комплекс структурных исследований и установлена корреляция между фазово-структурным состоянием и механическими свойствами сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до проектных и запроектных флюенсов.

При этом:

• установлено влияние размера зерна на значение критической температуры хрупкости в исходном состоянии. Показано, что уменьшение размера зерна приводит к значимому уменьшению критической температуры хрупкости;

• показано, что фазовые превращения в процессе длительных термических выдержек (вплоть до 140 ООО ч) отсутствуют, а микротвердость не изменяется. Отстуствие фазовых превращений при неизменной микротвердости не должно приводить к сдвигу предела текучести и, соответственно, влиять на сдвиг критической температуры хрупкости;

• по результатам фрактографических исследований показано, что процесс образования сегрегаций в процессе длительных термических выдержек не прекращается на протяжение всего периода эксплуатации. Увеличение содержания никеля способствует интенсификации сегрегационных процессов;

• экспериментально установлено, что для необлучаемых элементов КР сдвиг критической температуры хрупкости может быть обусловлен только образованием сегрегаций примесей по границам зерен. Вклад сегрегационных процессов становится особенно значимым* на поздних стадиях эксплуатации (более 100 тыс ч);

• экспериментально показано, что эффект флакса для МШ обусловлен различиями в кинетике теплового охрупчивания при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, а также вкладом упрочняющего механизма, связанного с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов. Для ОМ наличие эффекта флакса в исследованном диапазоне флюенов не обнаружено;

139

• по результатам фрактографических исследований показано наличие ра-диационно-стимулированной диффузии;

• экспериментально получены характеристики структурного состояния, обусловливающие изменение механических свойств при облучении до запро-ектных флюенсов.

БЛАГОДАРНОСТЬ Автор выражает поблагодарность за помощь и поддержку при выполнении данной работы, в первую очередь, научного руководителя - главного научного сотрудника ИРМТ, д.т.н. Е.А. Кулешову, а также директора ИРМТ, д.т.н., проф. Б.А. Гуровича, директора отделения ИРМТ, к.ф.-м.н. О.О.Забусова, начальника лаборатории ИРМТ К.Е. Приходько, директора отделения Д.Ю. Ерака, зам. начальника комплекса Д.А. Журко, сотрудников ИРМТ А.С.Фролова, C.B. Федотову, М.А. Салтыкова, М.А. Скундина.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Мальцев, Дмитрий Андреевич, 2013 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ источников

1 Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев; под общей редакцией И. В. Горынина. Радиационные повреждения сталей корпусов реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1981. - 192 с.

2 М.А. Скундин, А.А.Чернобаева, Д.А.Журко, Е.А.Красиков, К.И.Медведев. Исследование распределения свойств в обечайках корпуса реактора АЭС в необлученном состоянии. - Деформация и разрушение материалов, 2011, №10.

3 Korolev Yu.N., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A. e.a. Application of the reconstituted subsize specimens for assessment of irradiation embrittlement of RPV steels. - In: Small Specimen Test Techniques, ASTM STP 1418. 2002, p. 151-178.

4 B.A.Gurovich, E.A.Kuleshova, Yu.A.Nikolaev, Ya.I.Shtrombakh. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels. - J. Nucl. Mat., 246 (1997), p. 91-120.

5 Материалы ядерной техники: Учебник для вузов по специальности "Атомные электростанции и установки" / В. В. Герасимов, А. С. Монахов . - 2-е изд., перераб. и доп . — М.: Энергоиздат, 1982 . - 288 с.

6 М.Томсон. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971, 367 с.

7 Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel. - Mater. Sci. Eng. A, 1997, v. 234-236, p. 915-917.

8 Николаев Ю.А., Королев Ю.Н., Крюков A.M., Левит В.И., Николаева А.В., Чернобаева А.А., Вишкарев О.М. и Носов С.И. Радиационная стойкость материалов корпусов ядерных реакторов, легированных никелем. - Атомная энергия, 1996, т. 80, № 1, с. 33-36.

9 A.M. Kryukov, Yu.A. Nikolaev, A.V. Nikolaeva. Behavior of mechanical properties of nickel-alloyed reactor pressure vessel steel under neutron irradiation and post-irradiation annealing. - Nucl. Eng. Des., 1998, v. 186, p. 353-359.

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

11 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, v. 226, p. 144-155.

12 Фрактография и атлас фрактограмм. Справочник. Перевод с английского под ред. M.JI. Берштейна. М.: Металлургия, 1982. - 489 с.

13 JI.M. Утевский, Е.Е. Гликман, Г.С. Карк. Обратимая отпускная хрупкость в сталях и сплавах железа. Москва: Металлургия, 1987. 222стр.

14 М.А.Салтыков, О.О.Забусов, Б.А.Гурович, М.Артамонов, А.П.Дементьев, Е.А.Кулешова, С.В.Федотова, Д.А. Журко. Особенности микроструктуры поверхности разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. - ВАНТ, 2013, №2(84), с. 75-81.

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

16 Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова. Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. - ВАНТ, серия «Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах», 2010, № 5, с. 50-57.

17 Б.А. Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, А.С. Фролов, О.О.Забусов, М.А.Салтыков. Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора. - Известия вузов.

Ядерная энергетика. 2012, №4, с. 110-121.

143

18 S.-H. Song, J. Wu, L.-Q.Weng, Z.-X. Yuan Fractographic changes caused by phosphorus grain boundary segregation for a low alloy structural steelMaterials Science and Engineering A 497 (2008) 524-527.

19 Николаева A.B., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Экспериментально-статистический анализ радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 // Атомная энергия. 2001. т. 90. вып. 4. С. 260-267.

20 Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Радиационное охруп-чивание материалов корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2001. т. 90. вып. 5. С. 359-366.

21 Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. и др. Охрупчивание низколегированной конструкционной стали под действием нейтронного облучения // Атомная энергия. 2000. т. 88. вып. 4. С. 271-276.

22 В.A. Gurovich, Е.А. Kuleshova, D.Yu. Eralc, A.A. Chernobaeva, О.О. Zabusov. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. 2009. v. 389. p. 490-496.

23 B. Gurovich, E. Kuleshova, Ya. Shtrombakh, S. Fedotova, O. Zabusov, K. Prikhodko, D. Zhurlco. Evolution of weld metals nanostructure and properties under irradiation and recovery annealing of VVER-type reactors // J. Nucl. Mater. 2013. v. 434, p. 72-84.

24 A.D. Amaev, A.M. Kryukov, V.I. Levit and M.A. Sokolov // Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ed. L.E. Steele, ASTM STP 1170, Philadelphia, 1993, p.9

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

26 В.А.Юханов. Влияние длительных тепловых воздействий на структуру и свойства корпусной перлитной стали // Труды ЦНИИТМАШ. 1980. №155. С. 57-60.

27 Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М. Радиационное повреждение в металлах и сплавах при облучении нейтронами, ионами и электронами. - Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, Вып. 1 (29), с. 46-73.

28 Дамаск К.А., Дине Дж. Точечные дефекты в металлах: Пер. с англ. М.: Мир, 1965, 291с.

29 Вагин СП., Ибрагимов Ш.Ш., Локтионов A.JI. Влияние кластерно-петлевой структуры на радиационное упрочнение молибдена. - Радиационное материаловедение, Харьков, 1990. с. 73-80.

30 L.Malerba. Molecular dynamics simulation of displacement cascades in a-Fe: A critical review//J. Nucl. Mater. 2006. v. 351. P. 28-38.

31 D.Terentyev, C. Lagerstedt, P. Olsson et al. Effect of the interatomic potential on the features of displacement cascades in a -Fe: A molecular dynamics study // J.Nucl.Mater. 2006. v. 351. 65-77.

32 О.О.Забусов, М.А.Салтыков, Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, С.В.Федотова, Д.А.Журко. Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // ВАНТ. Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение». 2013. № 2 (84). с. 82-89.

33 К.С. Russell, L.M. Brown. Dispersion strenthening in iron-copper system // Acta Metal. 1972. V. 20. P. 969-974.

34 E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Ya.I. Shtrombakh, D.Yu. Erak, O.V. Lavrenchuk. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 2002. v. 300, P 127-140.

35 B.A.Gurovich, E.A.Kuleshova, K.E.Prihodko, O.V.Lavrenchuk, Ya.I.Shtrombakh. 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, v. 264. P. 333-353.

36 E.A. Kuleshova, B.A.Gurovich, Ya.I.Shtrombakh, Yu.A.Nikolaev, V.A.Pechenkin. Microstructural behavior of VVER-440 reactor pressure vessel steels under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period. - J. Nucl. Mater., 2005, v. 342, p. 77-89.

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

38 Miller M.K., Russell K.F., Kocik J., Keilova E. Atom probe tomography of 15Kh2MFA Cr-Mo-V steel surveillance specimens // Micron. 2001. v. 32. No. 8. P.749-755.

39 Integrity of reactor pressure vessels in nuclear power plants: assessment of irradiation embrittlement effects in reactor pressure vessel steels, IAEA nuclear energy series, ISSN 1995-7807; no. NP-T-3.11, Vienna, 2009.

40 Б.А. Гурович, E.A. Кулешова, O.O. Забусов, C.B. Федотова, К.Е. При-ходько, А.С. Фролов, Д.А. Мальцев, М.А.Салтыков. Радиационно-индуцированные структурные эффекты, наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011. №3. С. 3-13.

41 P. Pareige, K.F. Russell, R.E. Stoller, M.K. Miller. Influence of long-term thermal ageing on the microstructural evolution of nuclear reactor pressure vessel materials: an atom probe study // J. Nucl. Mater. 1997. v. 250. P. 176-183.

42 S.G. Druce, G. Cage, G.R. Jordan. Effect of ageing on mechanical properties of pressure vessel steel // Acta Metall. 1986. v. 34 (4). P. 641-657.

43 G.R. Jordan, C.P. Hippsley, S.G. Druce. Thermal ageing effects in a PWR pressure vessel test weld // AEA Technology Internal Report. - AEA-TRS-4020. 1990, 21 p.

44 M. Lambrecht et al. J. Nucl. Mater. 406 (2010) 84-89.

45 B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova, D.Yu. Erak, A.A. Chernobaeva, O.O. Zabusov. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. 2009. v. 389. p. 490-496.

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

47 P. Pareige, R.E. Stoller, K.F. Russell, M.K. Miller. Atom probe characterization of the microstructure of nuclear pressure vessel surveillance materials after neutron irradiation and after annealing treatments // J. Nucl. Mater. 1997. v. 249. p. 165-174.

48 M.K.Miller, M.A.Sokolov, R.K.Nanstad, K.F.Rassel. APT characterization of high nickel RPV steel // J. Nucl. Mater. 2006. v.351. p. 187-196.

49 Viswanathan, R. Influence of Microstructure on the Temper Embrittlement of Some Low Alloy Steels. -STP 672, ASTM, 1979, Philadelphia, pp. 169-183.

50 M.K. Miller, M.G. Burke. Fine scale microstructural characterization of pressure vessel steels and related materials using APFIM. - In: Effect of Radiation on Materials, ASTM STP 1046, PA, 1990, p. 107-126.

51 M.K. Miller, K.F. Russell, J. Kocik, E. Keilova. Embrittlement of low copper VVER 440 surveillance samples neutron-irradiated to high fluences. - J. Nucl. Mater., 2000, v. 282 p.83-88.

52 G. R. Odette and G. E. Lucas. The Effect of Nickel on Irradiation Hardening of Pressure Vessel Steels. - In: Effects of Radiation on Materials: 14th International Symposium (Volume II), ASTM STP-1046, Philadelphia, 1990, p. 323347.

53 G. R. Odette, T. Yamamoto, and B. D. Wirth. Late blooming phases and dose rate effects in RPV steels: integrated experiments and models. - In: Proceedings

of the Second International Conference on Multiscale Materials Modeling, edited by N. M. Ghoniem, University of California, 2004, 355 p.

54 Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-003-86 М.: Энергоатомиздат, 1989

55 Дуб А.В., Юханов В.А. Оценка срока службы действующих реакторных установок ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. - 2009. - №12. - ISSN 0131-1336.

56 В.А.Юханов, А.Д.Шур. Исследование термического старения корпусных сталей для атомных энергетических установок с целью обоснования ресурса оборудования на срок до 60 лет// Металловедение и термическая обработка. - 2006. - №7. - ISSN 0026-0819

57 Materials Reliability Program. A Review of Thermal Aging Embrittlement in Pressurized Water Reactors (MRP-80) // Final Report EPRI № 1003523 from May 2003, www.epri.com.

58 А.А. Чернобаева, Ю.А. Николаев, M.A. Скундин, Д.А. Журко, Е.А. Красиков, К.И. Медведев, В.Н. Костромин, Г.В. Дробков, С.В. Рязанов. Анализ причин разброса данных температурных образцов-свидетелей основного металла ВВЭР-1000. Атомная энергия том 113, вып.6, 2012, стр.337-344.

59 A.A. Chernobaeva, Е.А. Kuleshova, M.A. Skundin, D.A. Malsev, L.I. Chyrko, V.N. Revka., Revision of data base of vver-1000 thermal aging survielance specimens., SMiRT-22, San Francisco, California, USA - August 18-23, 2013, Division IX.

60 Hall E. O. The deformation and agein of mild steel // Proc. Phys. Soc. -1951. -Vol.64, №9. -P.747-753.

61 Petch N. J. The cleavage strength of polycrystalline // J. Iron and Steel Inst-1953. -Vol. 173. -P. 25-28.

62 Николаева А.В., Николаев Ю.А., Шур Д.М., Чернобаева А.А. Прогнозирование склонности Cr-Ni-Mo стали к отпускной хрупкости. - ФММ, 1993, т.76, с.163-170.

63 Николаев В.А. О роли меди в радиационном повреждении низколегированной стали и сплавов железа. - Атомная энергия, 1983, т.55, вып.2, 114.

64 Odette G.R., Lucas G.E., Wirth B.D., Liu С. Current understanding of the effects of environmental and irradiation variables on RPV embrittlement. - 24-th Water Reactor Safety Information Meeting, October 21-23, 1996, Bethesda, Maryland, USA, NUREG/CP-0157, 1997, v. 2, p. 1-23

65 Phythian W.J., Dumbill S., Brown P., Sinclair R. Stability of thermally induced copper precipitates under neutron irradiation. - 6-th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors. August 1-5, 1993, San Diego, California, TMS, Warrendale, p. 729736.

66 Кеворкян Ю.Р. О физических механизмах радиационного охрупчива-ния материалов корпусов реакторов АЭС. - Препринт ИАЭ-5318/11, Москва, 1991.-25 с

67 Николаев Ю.А., Николаева А.В., Забусов О.О., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Чернобаева А.А. Радиационно- и термически индуцированная адсорбция фосфора на границах зерен в низколегированной стали. - ФММ, 1996, т. 81, вып. 1, с. 120-128.

68 М.К. Miller, P. Pareige, M.G. Burke. Understanding Pressure Vessel Steels: An Atom Probe Perspective. - Mater. Charact., 2000, v. 44, p. 235-254.

69 Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Я.И.Штромбах, Ю.А.Николаев. Эволюция наноструктуры сталей корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, облученных в широком интервале значений флюенса быстрых нейтронов. - В материалах 10-й международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС», Россия, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ Прометей 7-9 октября 2008г.

70 N.N. Alekseenko, A.D. Amaev, I.V. Gorynin, V.A. Nikolaev. Radiation damage of nuclear power plant pressure vessel steels. Illinois USA: La Grange Park, (1997).

71 G.R. Odette and G.E. Lucas, Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ed. L.E. Steele, ASTM-STP 909 (American Society for Testing and Materials, Philadelphia, (1986), p. 206.

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

73 B. Giannet, D. Houssin, D. Braseur. Radiation embrittlement of PWR reactor vessel weld metals; Nickel and Copper Synergism Effects. Special Technical Publication 782 AST and Materials (1982).

74 A.M. Kryukov, Yu.A. Nikolaev, T. Planman, P.A. Platonov. Basic results of the Russian WWER-1000 surveillance program. Nuclear Engineering and Design 173 (1997), pp. 333-339.

75 D. Erak, A. Kryukov, O. Vishkarev Nickel content effect on radiation embrittlement of VVER-1000 vessel steel. Proceedings. Third International Conference on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation, CRISM "PROMETEY" St. Petersburg, Russia, vol. 3, (1994), pp. 846849.

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

77 Yu. Nikolaev Radiation Embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV steels, Journal of ASTM International, Vol.4, №8, paper ID JAI 100695, (2007).

78 A. Kryukov, D. Erak et al., Extended analysis of VVER-1000 surveillance data, International Journal of Pressure Vessels and Piping 79, (2002), pp.661-664.

79 Д.Ю.Ерак, Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Я.И.Штромбах, О.О.Забусов, Д.А.Журко. Процедура использования результатов ускоренного облучения для предсказания состояния материала, соответствующего длительной эксплуатации корпусов реакторов. - В материалах 20-ой международной конференции по

физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, Украина, Алушта, 5-10 сентября 2012г.

80 М. Lambrecht et al. Influence of different chemical elements on irradiation-induced hardening embrittlement of RPV steels // J. Nucl. Mater. 2008. V. 378. P. 282-290.

81 M. Lambrecht et al. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 2010. V. 406. P. 84-89.

82 K. Fujii, K. Fukuya, T. Ohmubo, К. Hono, T. Yoshiie, Y. Nagai and M. Hasegawa. Hardening and microstructural evolution in A533B steels under neutron and electron irradiations // Proceeding of IGRDM 12 meeting. 2005. Arcachaon. France

83 E. Stoller. The influence of damage rate and irradiation temperature on radiation induced embrittlement in pressure vessel steels // Effect of radiation on materials. ASTM STP 1175. ASTM international. West Conshohocken. PA. 1993. P. 394-426.

84 T. Williams, D. Ellis, W. O'Connell. Dose Rate Effects in High and Low Nickel welds // Conference Proceedings " Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials. Olympic Valley. CA. 2001

85 Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, А.С.Фролов, Д.А. Журко, Д.Ю. Ерак, Д.А. Мальцев, В.М. Комолов. Структурные исследования сталей корпусов реакторов для нового поколения реакторов типа ВВЭР // ВАНТ. Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение». 2013. № 2 (84). с. 6974.

86 G.R. Odett, Т. Yamamoto And D. Klingensmith. On the effect of dose rate on irradiation hardening of RPV steels. Philosophical Magazine, Vol. 85, Nos. 4-7, 01 February-01 March 2005, 779-797

87 M.K. Miller, K.F. Russell. Embrittlement of RPV steels: An atom probe tomography perspective // J. Nucl. Mater. 2007. v. 371. p. 145-160.

88 J.M. Hyde, G.Sha, E.A.Marquis, A.Morley, K.B.Wilford, TJ.Williams. A comparison of the structure of solute clusters formed during thermal ageing and irradiation // Ultramicroscopy. 2011. v. 111, p. 664-671.

89 D.Erak, B.Gurovich, Ya.Shtrombakh, D.Zhurko. Degradation and recovery of mechanical properties of VVER-1000 pressure vessel materials. - In: Proceedings of the International Symposium Fontevraud 7, 2010, A096-T01.

90 P.Petrequin., A Review of Formulas for prediction Irradiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials., AMES Report No 6 EUR 16455 EN 1996.

91 K. Dochi, N. Soneda, T. Onchi, S. Ishino, G.Odette and G. Lucas., Dose Rate Effect in Low Copper Steels Irradiated in FNR., Conference Proceedings "Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials, Olympic Valley, CA, 2001.

92 Williams Т., Ellis D., O'Connell W. Dore Rate Effects in High and Low Nickel welds // Conference Proceedings «Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials», Olympic Valley, CA, 2001.

93 F. Sevini, L. Debaeberis, V. Acosta, M. Valo, A. Kryukov, A. Ballesteros "Fluence rate effects on irradiation embrittlement of model alloys", Conference Proceedings «Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials», Olympic Valley, CA, 2001.

94 Штромбах Я.И., Николаев Ю.А. и Платонов П.А., Радиационный ресурс металла корпусов действующих реакторов ВВЭР, Атомная энергия, т. 98, вып.6, 2005, (460-471).

95 Д.Ю.Ерак, Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Я.И.Штромбах, О.О.Забусов, Д.А.Журко, В.Б.папина. Процедура использования результатов ускоренного облучения для прогнозирования состояния материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000. История науки и техники. - 2013. - №8. - с.45-53.

96 Д. Мак Лин. Границы зёрен в металлах. - М.: Металлургиздат. 1960. -

322 с.

97 Карк Г.С., Астафьев А.А. Отпускная хрупкость низколегировнных Сг-Ni-Mo сталей. В Металловедение и термическая обработка сталей для оборудования энергоустановок. Труды ЦНИИТМАШ №177, Москва, 1983. - 97 с.

98 Николаев Ю.А. и др. Зернограничная концентрация фосфора в низколегированной стали. Атомная энергия 2001, т.91, вып. 1, с 20-27.

99 Debarberis, L., Acosta, В., Zeman, A., Pirfo, S., Moretto, P., Chernobaeva, A. and Nikolaev, Y. 'Ductile-to-brittle transition temperature of thermally segregated WWER-1000 base metal', Int. J. Microstructure and Materials Properties, 2007, Vol. 2, Nos. 3/4, pp.326-338

100 H. Nalcata, K. Fujii, R. Kasada, A. Kimura. Grain boundary phosphorus segregation in thermally aged low alloy steels // J. Nucl. Sci. Technol. 2006. v 43. N 7. p. 785-793.

101 J. Kamedaa, Y. Nishiyama. Combined effects of phosphorus segregation and partial intergranular fracture on the ductile-brittle transition temperature in structural alloy steels // Mater. Sci. Engin. A. 2011. v. 528. p. 3705-3713.

102 G. Smith, A.G. Crocker, P.E.J. Flewitt, and R. Moslcovic, Damage and Failure of Interface. Ed. H.K. Rossmanith. Balkema. 1997. P. 229

103 C. Naudin, J.M. Frund and A. Pineau. Intergranular fracture stress and phosphorus grain boundary segregation of a Mn-Ni-Mo steel // Scripta Mater. 1999. vol. 40, No. 9. P. 1013-1019.

104 M.A. Islam, J.F.Knott, P.Bowen. Critical level of intergranular fracture to affect the toughness of embrittled 2,25Cr-lMo steels // J. Mater. Engin. Perform. 2004. v. 13(5). p.600-606.

105 Анализ поверхности методами Оже- и рентгеновской фотоэлектронной спектроскопии, под редакцией Д.Бриггса и М.П. Сиха. -М: Мир 1987 -600 с.

106 А.А. Чернобаева, Е.А. Кулешова, Д. А. Мальцев, К.И. Медведев, Е.А. Красиков, В.Б. Папина, Т.И. Титова, Н.А. Шульган, Е.В. Корбатова, Ю.М. Ба-тов. Сравнительный анализ металла обечаек из стали 15Х2НМФАА современ-

ного производства и производства 70-80-х годов - принята к публикации в История науки и техники.

107 A.I.Rizo, T.P.Vashilo. Effect of chromium on the susceptibility of low-carbon steel to reversible temper brittleness. Translated from MiTOM, 1969, v.4 p. 66-69.

108 Грузин П.JI., Мураль В.В. Механизм влияния молибдена на процессы обратимой отпускной хрупкости стали. - МиТОМ, 1969, № 3, с. 70-72.

109 А.О. Зотова, И.В.Теплухина. Исследование влияния термического старения на склонность к хрупкому разрушению корпусной стали с содержанием никеля 0,6-08%. Вопросы материаловедения, 2009 №2(58) с 24-32

110 А.В. Николаева, Ю.А. Николаев, Ю.Р. Кеворкян. Зернограничная сегрегация фосфора в низколегированной стали. - Атомная энергия, 2001, т.91, вып. 1, с. 20-27.

111 М.К. Miller, R. Jayaram, K.F. Russell. Characterization of phosphorus segregation in neutron-irradiated Russian pressure vessel steel weld. - J. Nucl. Mater., 1995, v. 225, p. 215-224.

112 O.O. Забусов, А.А. Чернобаева, Я.И. Штромбах, Ю.А. Николаев, Е.А. Кулешова, М.К. Миллер, К.Ф. Расселл, Р.К. Нанстад 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, №3-70, 2007

113 Б.А.Гурович. Аналитическая электронная микроскопия, Учебное пособие. М.: МИФИ, 1992. - 57с.

114 Williams D.,Carter A. Electron microscopy. New York.: Springer, 2009,

760 p.

115. M.K. Miller, M.G. Hetherington, M.G. Burke. Atom probe field-ion microscopy: A technique for microstructural characterization of irradiated materials on the atomic scale. - Metall. Trans, v. 20A, 1989, p. 2651-2661.

116 P. Pareige, Etude à la sonde atomique de l'évolution microstructurale sous irradiation d'alliages ferritiques Fe-Cu et d'aciers de cuve de réacteurs nucléaires, Université de Rouen, Rouen, 1994.

117 M.K. Miller, K.F. Russell, R.E. Stoller, P. Pareige. Atom probe tomography characterization of the solute distribution in a neutron-irradiated and annealed pressure vessel steel weld. - Rep. NUREG/CR-6629, ORNL/TM-13768, Oak Ridge, TN, 1999.

118 M. Eldrup and B. N. Singh. Studies of defects and defect agglomerates by positron annihilation spectroscopy. - J. Nucl. Mater., 1997, v. 251, p. 132-138.

119 M. Grosse, V. Denner, J. Bôhmert, M.-H. Mathon. Irradiation-induced structural changes in surveillance material of VVER 440-type weld metal. - J. Nucl. Mater, 2000, v. 277, p. 280-287.

120 С.А.Салтыков. Стереометрическая металлография, Металлургия, Москва, 1976, 271 с.

121 B.Gurovich, E.Kuleshova, O.Zabusov, S.Fedotova, A.Frolov, M.Saltykov, D.Maltsev. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement. J. Nucl. Mat., 435, (2013), p.25-31.

122 Б.А. Гурович, E.A. Кулешова, C.B. Федотова, А.С. Фролов, Д.А. Мальцев. 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.

123 Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, С.В.Федотова, А.С. Фролов. Связь служебных характеристик сталей корпусов реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения. - ВАНТ, 2013, №2(84), с. 3-10.

124 Отчет по этапу 2.2.1.10 Договор № 351/ИРМТ/02061 от 24.08.2010г. Проведение комплексных микроструктурных исследований материалов, облученных в различных условиях для выявления вклада эффекта флакса и тепло-

вых выдержек в конечное радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-1000, НИЦ «Курчатовский институт»

125 Отчет по этапу 2.2.1.13 Договор № 351/ИРМТ/02061 от 24.08.2010г. Исследование эффектов температурного старения в 2012 г., НИЦ «Курчатовский институт»

126 Отчет по этапу 2.2.1.12 Договор № 351/ИРМТ/02061 от 24.08.2010г. Исследование эффектов температурного старения в 2011 г., НИЦ «Курчатовский институт»