Особенности радиационной и термической стойкости сталей с повышенным содержанием никеля применительно к условиям эксплуатации корпусов перспективных реакторов ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Федотов Иван Вячеславович

• Федотов Иван Вячеславович
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Федотов Иван Вячеславович

ВВЕДЕНИЕ

1 СУЩЕСТВУЮЩИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ КОРПУСНЫЕ РЕАКТОРЫ ТИПА ВВЭР. МАТЕРИАЛЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ И ДЕГРАДАЦИЯ ИХ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1 Особенности корпусов применяемых реакторов типа ВВЭР

1.2 Конструктивные особенности корпусов перспективных реакторов типа ВВЭР

1.2.1 Реакторы ближней перспективы

1.2.2 Реакторы среднесрочной перспективы со спектральным регулированием

1.2.3 Реакторы долгосрочной перспективы со сверхкритическими параметрами теплоносителя

1.3 Особенности материалов корпусов реакторов типа ВВЭР

1.3.1 Применяемые для корпусов реакторов типа ВВЭР материалы

1.3.2 Стали корпусов реакторов для перспективных реакторов

1.4 Факторы, влияющие на служебные характеристики сталей корпусов реакторов ВВЭР

1.4.1 Факторы, влияющие на кратковременные и длительные характеристики прочности

1.4.2 Факторы, влияющие на температуру вязко-хрупкого перехода

1.5 Механизмы охрупчивания сталей КР

1.5.1 Факторы, влияющие на проявление упрочняющего механизма радиационного охрупчивания

1.5.2 Факторы, влияющие на проявление неупрочняющего механизма охрупчивания

1.6 Заключение по Главе

2 МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

2.1 Исследованные материалы

2.2 Ускоренное нейтронное облучение в реакторе ИР-8

2.3 Провоцирующая охрупчивающая термообработка и изотермические выдержки

2.4 Методы механический испытаний

2.5 Методы исследования структуры сталей

2.5.1 Металлографические исследования и исследования неметаллических включений

2.5.2 Исследования методом дифракции обратно-рассеянных электронов

2.5.3 Исследования зернограничной сегрегации методом ОЭС

2.5.4 Фрактографические исследования изломов испытанных образцов

2.5.5 Исследования микроструктуры методами просвечивающей и растровой микроскопии

2.5.6 Исследования методом атомно-зондовой томографии (АЗТ)

2.6 Заключение по Главе

3 ОСОБЕННОСТИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ СТАЛЕЙ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ НИКЕЛЯ В ИСХОДНОМ СОСТОЯНИИ

3.1 Результаты механических испытаний

3.2 Характеристики зеренной и субзеренной структуры

3.3 Исследования дислокационной структуры

3.4 Состояние границ зерен

3.5 Выделения вторых фаз

3.5.1 Карбидные и карбонитридные выделения

3.5.2 Остаточный аустенит

3.5.3 Неметаллические включения

3.6 Вклад различных элементов структуры в предел текучести исследованных сталей

3.7 Влияние характеристик структуры на значения ТК0 и Т100

3.8 Заключение по Главе

4 ОСОБЕННОСТИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ СТАЛЕЙ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ НИКЕЛЯ ПОСЛЕ ДЛИТЕЛЬНОГО ТЕПЛОВОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ

4.1 Результаты механических испытаний

4.2 Фрактографические исследования изломов образцов после испытаний на ударный

изгиб

4.3 Фрактографические исследования изломов образцов после испытаний на вязкость разрушения

4.4 Изменения характеристик структуры сталей и их вклада в предел текучести

4.5 Заключение по Главе

5 ОСОБЕННОСТИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ СТАЛЕЙ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ НИКЕЛЯ В ОБЛУЧЕННОМ СОСТОЯНИИ

5.1 Результаты исследований и испытаний ОМ-1 и МТТТ-1 после облучения при 330°C

5.1.1 Результаты механических испытаний материалов ОМ-1 и МТТТ-1 после облучения при 330° C

5.1.2 Результаты структурных исследований

5.2 Результаты исследований и испытаний материалов ОМ-2 и МТТТ-2 после облучения при 400°C

5.2.1 Результаты механических испытаний после облучения

5.2.2 Результаты структурных исследований

5.2.3 Оценка вклада структурных изменений в радиационное упрочнение и темпа радиационного охрупчивания сталей, облученных при 400°C

5.3 Усовершенствованный МШ-2 и оценка его термической и радиационной стойкости

5.4 Заключение по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Особенности радиационной и термической стойкости сталей с повышенным содержанием никеля применительно к условиям эксплуатации корпусов перспективных реакторов ВВЭР»

Актуальность темы исследования

Рост энергопотребления человечества требует соответствующего комплексного развития энергетики. Так, развитие ядерной энергетики рассматривается с учетом долгосрочной перспективы и включает в себя освоение ядерных энергетических технологий нового поколения, в том числе и корпусных реакторов типа ВВЭР с улучшенными показателями эффективности, экономичности и безопасности. Одним из направлений работ по реакторам типа ВВЭР является разработка проектов новых реакторов различной мощности, среди которых реакторы со спектральным регулированием ВВЭР-С и с повышенными сверхкритическими параметрами теплоносителя ВВЭР-СКД. Данным реакторам соответствуют более жесткие, по сравнению с освоенными реакторами типа ВВЭР, условия эксплуатации конструкционных материалов и, в частности, материалов корпуса реактора (КР).

Освоенные теплостойкие стали корпусов реакторов ВВЭР не полностью удовлетворяют предъявляемым требованиям новых типов реакторов из-за недостаточно высоких служебных характеристик при предполагаемых условиях эксплуатации, что требует рассмотрения возможности повышения уровня их характеристик. Эффективным способом повышения служебных характеристик теплостойких сталей является увеличение содержания в них никеля как элемента, способствующего одновременному повышению как прочностных, так и вязко -пластических характеристик. Поэтому теплостойкие стали с повышенным содержанием никеля рассматриваются в качестве кандидатных материалов для корпусов перспективных реакторов. Однако на данный момент не имеется прямых данных по радиационной и термической стойкости высоконикелевых сталей в условиях воздействия эксплуатационных факторов корпусов перспективных реакторов ВВЭР. Анализ термической и радиационной стойкости сталей с повышенным содержанием никеля в условиях, имитирующих эксплуатационные факторы перспективных реакторов ВВЭР, позволит выявить закономерности деградации их структуры и свойств и использовать для обоснования возможности их применения в качестве материалов корпусов соответствующих реакторов.

Поэтому проведение комплексных исследований сталей с повышенным содержанием никеля с целью выяснения особенностей механизмов деградации их структуры и свойств под действием облучения и длительного теплового воздействия является актуальным с учетом рекомендаций, необходимых при дальнейшем промышленном освоении данных материалов и изготовлении корпуса реактора как неотъемлемого этапа создания перспективных ВВЭР.

Цели и задачи исследования

Целью данной работы явилось выявление особенностей влияния химического состава и структуры сталей с повышенным содержанием N1 на их радиационную и термическую стойкость в условиях, имитирующих эксплуатационные факторы корпусов перспективных реакторов ВВЭР.

Для достижения цели были выполнены следующие задачи:

• Анализ на основе литературных данных условий эксплуатации материалов КР перспективных ВВЭР, а также закономерностей влияния химического состава и параметров структуры на механические характеристики теплостойких сталей в исходном состоянии и в условиях воздействия эксплуатационных факторов;

• Сравнительный анализ результатов структурных исследований и механических испытаний основных металлов и металлов сварных швов с повышенным содержанием N1 для уточнения природы достигаемых механических характеристик в исходном состоянии;

• Разработка режима и проведение провоцирующей охрупчивающей термообработки, консервативно имитирующей длительное тепловое воздействие на материалы КР перспективных реакторов ВВЭР при эксплуатации;

• Выявление влияния особенностей химического состава и структуры на механические характеристики основных металлов и металлов сварных швов с повышенным содержанием N1 в результате длительного теплового воздействия;

• Выявление влияния особенностей химического состава и структуры на механические характеристики основных металлов и металлов сварных швов с повышенным содержанием N1, облученных в условиях, имитирующих радиационное воздействие на КР соответствующих перспективных ВВЭР;

• Формирование рекомендаций с учетом выявленных особенностей химического состава и структуры исследованных сталей, направленных на повышение их служебных характеристик при дальнейшем промышленном освоении и изготовлении корпусов реакторов перспективных ВВЭР.

Научная новизна работы

• Впервые выполнены комплексные исследования особенностей структуры основных металлов и металлов сварных швов с повышенным содержанием N1 для КР перспективных реакторов ВВЭР методами оптической и электронной микроскопии, атомно -зондовой томографии, оже-электронной спектроскопии и фрактографического анализа, а также установлена природа достигаемых для данных сталей механических характеристик в исходном состоянии;

• Установлено, что основной металл с повышенным содержанием N1 (~5 масс.%) характеризуется в ~1,5 раза более высокими кратковременными характеристиками прочности (соответствуют КП-65+) и одновременно на ~(30-50)°С более низкими значениями критической температуры хрупкости (ТК0 и Т100), по сравнению с современными материалами КР ВВЭР, что обеспечивается за счет мелкозернистой структуры (~10 мкм) с большей протяженностью структурных границ и более высокими плотностями дислокаций и упрочняющих наноразмерных карбидных выделений;

• Впервые установлена высокая термическая стойкость основных металлов с повышенным содержанием N1 (~1,5 и ~5 масс.%), проявляющаяся в стабильности упрочняющих карбидных фаз и отсутствии зернограничного охрупчивания даже при провоцирующей охрупчивание термообработке за счет пониженного содержания в стали примесей и ограниченного содержания Мп, а также сформированной мелкодисперсной структуры с большой протяженностью структурных границ;

• Впервые установлена высокая радиационная стойкость основного металла с повышенным содержанием N1 (5,26 масс.%) и сверхнизким содержанием Мп <0,03 масс.% в

23 2

условиях нейтронного облучения при 400°С до флюенса 12,010 м-, обусловленная отсутствием радиационного упрочнения и зернограничного охрупчивания и проявляющаяся в отсутствии сдвигов ТК0 и Т100;

• Впервые показано, что в сталях КР, облученных при 400°С до флюенсов быстрых

23 2

нейтронов (5,3-12,0)10 м- , возможно как образование М-БьМп преципитатов низкой плотности при содержании в стали №>1,57 масс.% и Мп> 0,3 масс.%, так и возможно подавление образования преципитатов при сверхнизком содержании Мп (<0,03 масс.%) даже при повышенном содержании N1 (5,26 масс.%);

• Впервые показано, что в сталях КР возможно образование М-БьМп преципитатов как по радиационно-индуцированному механизму в сталях КР ВВЭР-1000 в условиях нейтронного облучения при -300Х, так и при облучении при 400Х - по термически обусловленному механизму, дополнительно стимулированному облучением, и с химическим составом близким к равновесным G- и Г2-фазам.

Практическая значимость работы

• Обоснована возможность обеспечения для основных металлов КР перспективных ВВЭР высоких прочностных и пластических характеристик одновременно с низкой критической температурой хрупкости и низкими темпами термического и радиационного охрупчивания за счет применения сталей с повышенным содержанием №, ограниченным содержанием Мп, пониженным содержанием вредных примесей и примененным для

оптимизации структуры режимом термообработки;

• Установленные особенности изменения структуры и свойств сталей с повышенным содержанием N1 в результате воздействия факторов, имитирующих условия эксплуатации корпусов перспективных реакторов ВВЭР, способствуют обоснованию применимости данных сталей для соответствующих реакторов, а также необходимы при оценке их ресурсоспособности;

• Сформулированные с учетом выявленных особенностей химического состава и структуры рекомендации для исследованных высоконикелевых металлов сварных швов направлены на повышение их служебных характеристик при дальнейшем промышленном освоении и изготовлении корпусов реакторов перспективных ВВЭР.

Степень достоверности и апробация результатов

Достоверность полученных научных результатов основана на использовании комплекса современного высокоразрешающего аналитического оборудования, непротиворечивости полученных выводов и заключений существующим представлениям о деградации структуры и свойств сталей КР. Сформулированные в диссертации положения и выводы обоснованы и подтверждены полученными экспериментальными результатами исследований и их статистическим анализом.

Основные результаты работы опубликованы в 6 статьях в изданиях, рекомендованных ВАК, а также докладывались и обсуждались на 6 научных межотраслевых и международных конференциях.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

• Выявленная природа высоких прочностных характеристик одновременно с низкими значениями ТК0 и Т100 для основного металла с повышенным содержанием N1 (~5 масс.%);

• Установленная высокая термическая стойкость основных металлов с повышенным содержанием N1 за счет стабилизированной мелкозернистой структуры с большой протяженностью структурных границ, пониженного содержания вредных примесных элементов и ограниченного содержания Mn;

• Уточненные закономерности структурных изменений, определяющих радиационное упрочнение и охрупчивание основного металла (1,57 масс.% N1) и металла сварного шва (1,55 масс.% N1) в условиях нейтронного облучения, имитирующего эксплуатационные условия КР для соответствующего перспективного ВВЭР с температурой эксплуатации ~330°С;

• Установленная высокая радиационная стойкость основного металла с повышенным содержанием N1 (5,26 масс.%) и сверхнизким содержанием примесных элементов при ограниченном содержании Mn <0,03 масс.%, обусловленная высокой стабильностью структуры и практически полным отсутствием радиационного упрочнения и зернограничного охрупчивания в условиях облучения, имитирующих эксплуатацию КР перспективного ВВЭР со сверхкритическими параметрами теплоносителя и рабочей температурой ~400°С.

• Закономерности структурных изменений и соответствующего радиационного упрочнения и охрупчивания металла сварного шва с повышенным содержанием N1 (5,95 масс.%) и содержанием Mn (0,76 масс.%) в условиях нейтронного облучения до флюенсов (5,3-12,0)1023 м-2 при 400°^

• Возможность подавления образования М^-Ып преципитатов в сталях КР при содержании в них Mn<0,03 масс.% даже при повышенном содержании N1 (5,26 масс.%) в

23 2

условиях нейтронного облучения до флюенса 12,010 м- при 400°^ а также возможность образования преципитатов при содержании в сталях Mn>0,3 масс.% и №>1,57 масс.% по термически обусловленному механизму дополнительно стимулированному облучением.

Личный вклад автора

• Автор лично выполнил поиск в открытых публикациях, накопление, анализ и обобщение информации по условиям эксплуатации корпусов существующих и перспективных реакторов ВВЭР и особенностям деградации структуры и свойств, применяемых на данный момент материалов в условиях эксплуатации ВВЭР;

• Автор лично провел все исследования методом ПЭМ материалов в различных условиях, а также принимал творческое участие при выборе объектов исследования, совместном проведении исследований методами оптической и электронной микроскопии, атомно-зондовой томографии и фрактографических исследованиях, а также в анализе их результатов;

• Автором лично выполнен анализ механизмов влияния параметров структуры на механические характеристики исследованных материалов и особенности их деградации под воздействием эксплуатационных факторов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения и списка литературы из 209 наименований, содержит 152 страницы, 30 таблиц и 31 рисунок.

Список работ, опубликованных по теме диссертации:

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Precipitation kinetics of radiation-induced Ni-Mn-Si phases in VVER-1000 reactor pressure vessel steels under low and high flux irradiation / E.A. Kuleshova, G.M. Zhuchkov ... I.V. Fedotov // Journal of Nuclear Materials. - 2021. - Vol. 553, 153091. - P.1-11.

2. Radiation-induced phase formation in steels of VVER reactor pressure vessels containing ~0.3-1.3 wt % nickel / E.A. Kuleshova, A.S. Frolov, G.M. Zhuchcov, I. V. Fedotov // Physics of Metals and Metallography - 2019. - Vol. 120, № 5. - P.465-470.

3. Annealing as a technique for estimating the structural elements contribution to NPP materials service properties / E.A. Kuleshova, I.V. Fedotov // Physics of Metals and Metallography - 2019. -Vol. 120, № 8. - P.763-769.

4. Structural features ensuring the increase of service characteristics of high-nickel steels for pressure vessels of prospective energy-generation reactors / E.A. Kuleshova, I.V. Fedotov, D.A. Maltsev [et al.] // International Journal of Pressure Vessels and Piping. - 2022. - Vol. 200, 104845. -P.1-13.

5. Роль никеля в формировании структуры, обеспечивающей повышенные служебные характеристики реакторных конструкционных материалов / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов., Н.В. Степанов [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2022. -№3. - С.120-133.

6. Phase formation features of reactor pressure vessel steels with various Ni and Mn content under conditions of neutron irradiation at increased temperature / E. Kuleshova, I. Fedotov, D. Maltsev [et. al] // Metals. - 2023. - Vol. 13, №4, 654. - P. 1-14.

Публикации в сборниках тезисов и докладов:

7. Пути повышения служебных характеристик сталей корпусов реакторов ВВЭР за счет легирования и совершенствования металлургии / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, Д.С. Толстых, С.П. Кузнецов // Тезисы докладов Молодежной научно-практической конференции «Материалы и технологии в атомной энергетике». АО «ВНИИНМ», Москва, 23-24 июня 2021 г. - М.: АО «ВНИИНМ», 2021. - С. 12.

8. Структурно-фазовое состояние и механические свойства сталей корпусов перспективных реакторов с повышенным содержанием никеля / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, Д.С. Толстых, С.П. Кузнецов // Реакторные материалы атомной энергетики: Тезисы докладов межотраслевой научно-технической конференции. АО «ИРМ», Екатеринбург, 06-09 сентября 2021 г. -Екатеринбург: Знание-М, 2021. - С. 40-41.

9. Материаловедческий подход при разработке сталей корпусов реакторов ВВЭР / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, Д.А. Мальцев [и др.] // Новые материалы: Перспективные технологии получения и обработки материалов: Сборник тезисов докладов 19-й

Международной школы-конференции для молодых ученых и специалистов. НИЯУ МИФИ, Москва, 14-16 декабря 2021г. - М.: НИЯУ МИФИ, 2021. - С. 28-30.

10. Радиационная и термическая стойкость корпусных сталей с повышенной категорией прочности для перспективных реакторов / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, С.П. Кузнецов // Сборник докладов XXII международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, 13-14 апреля 2022 г. -Подольск: АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2022. - С. 147-166.

11. Особенности фазообразования в сталях КР ВВЭР с различным содержанием никеля в процессе облучения при повышенной температуре / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, С.В. Федотова, Г.М. Жучков // Тезисы докладов Молодежной научно-практической конференции «Материалы и технологии в атомной энергетике». АО «ВНИИНМ», Москва, 22-23 июня 2022 г. - М.: АО «ВНИИНМ», 2022. - С. 43.

12. Особенности деградации структуры и свойств теплостойких сталей корпусов ядерных реакторов типа ВВЭР в диапазоне химических составов и условий эксплуатации / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов // Сборник трудов XI-ой Евразийской научно-практической конференции «Прочность неоднородных структур» - ПРОСТ 2023. 18-20 апреля 2023 года. -Москва, НИТУ МИСИС. - М.: ООО «Студио-Принт», 2023. - С. 67.

1 СУЩЕСТВУЮЩИЕ И ПЕРСПЕКТИВНЫЕ КОРПУСНЫЕ РЕАКТОРЫ ТИПА ВВЭР. МАТЕРИАЛЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ И ДЕГРАДАЦИЯ ИХ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1 Особенности корпусов применяемых реакторов типа ВВЭР

Реакторы типа ВВЭР на данный момент являются наиболее распространенными реакторами в России и составляют основу отечественной ядерной энергетики [1]. На 2023 год в России эксплуатируется 22 реактора типа ВВЭР, которые представлены реакторами типа ВВЭР-440 (5 энергоблоков), ВВЭР-1000 (13 энергоблоков), ВВЭР-1200 (4 энергоблока), а также сооружаемыми реакторами проекта ВВЭР-ТОИ на базе ВВЭР-1300 [1]. Эксплуатируемые и сооружаемые реакторы ВВЭР представляют собой эволюционную цепочку развития технологии ВВЭР в направлении повышения эффективности, безопасности и мощности.

Главной особенностью реакторов ВВЭР, по сравнению с менее распространенными канальными реакторами, например РБМК, является наличие массивного корпуса реактора (КР) [2]. Корпус реактора предназначен для размещения активной зоны, внутрикорпусных устройств и, совместно с крышкой верхнего блока и чехлами приводов системы управления и защиты, является сосудом высокого давления [2]. КР представляет собой несколько обечаек соединенных между собой и с днищем кольцевыми сварными соединениями [2]. Для присоединения главных циркуляционных трубопроводов и трубопроводов системы аварийного охлаждения зоны в корпусе реактора имеются патрубки различного диаметра [2]. При эксплуатации КР находится под воздействием рабочей температуры, а участки КР напротив активной зоны - под совместным влиянием температуры и нейтронного облучения, что приводит к деградации структуры материала КР и его охрупчиванию [3]. При этом сварные швы являются участками КР наиболее подверженными охрупчиванию при эксплуатации реактора за счет типичного для сварных швов более высокого содержания примесных элементов по сравнению с основными металалми и особенностей зеренной структуры [3]. Более подробно закономерности и механизмы охрупчивания материалов КР будут рассмотрены в дальнейшем.

На рисунке 1.1 приведены эскизы конструкций корпусов современных реакторов проектов АЭС-2006 (ВВЭР-1200) и ВВЭР-ТОИ (ВВЭР-1300), а в таблице 1.1 приведены

характеристики отечественных реакторов, а также основные геометрические размеры их

корпусов.

Рисунок 1.1 - Сравнение конструкции КР проектов АЭС-2006 и ВВЭР-ТОИ [4]

Таблица 1.1 - Характеристики реакторов ВВЭР и их корпусов [2,5,6]

Характеристика Тип реактора

ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200 (АЭС-2006) ВВЭР-1300 (ВВЭР-ТОИ)

Мощность тепловая/электрическая, МВт 1375/440 3000/1000 3200/1200 3300/1300

КПД, % 30 32 36 38

Температура теплоносителя на входе/выходе из АЗ, X 269/300 289/321 298,1/329,5 297,6/329,1

Давление на выходе из АЗ, МПа 12,5 15,7 16,2 16,2

Внутренний диаметр корпуса, мм 3560 4150 4250 4250

Толщина стенки обечайки АЗ, мм 140 192,5 197,5 197,5

Проектный срок службы (продленный), лет 30 (60) 40 (60) 60 (80) 60 (80)

Проектный флюенс, 1 л23 -2 10 м ~(20-24) ~(4-6) ~4 ~4

Реакторы ВВЭР-440 представляют собой первую массовую серию реакторов ВВЭР и

послужили основой их дальнейшего совершенствования [7]. Последующее развитие ядерной

энергетики предусматривало увеличение энергетической мощности реактора. В результате, был

создан реактор типа ВВЭР-1000 [8,9]. Увеличение электрической мощности до 1000 МВт было

13

достигнуто, в первую очередь, за счёт увеличения размеров активной зоны и повышения параметров теплоносителя первого контура до 16,0 МПа и увеличения температуры входного теплоносителя на 20°С до 289°С [8,9]. Данные изменения потребовали увеличения диаметра корпуса и толщины стенки корпуса, а также привели к увеличению температуры эксплуатации корпуса [8,9]. При этом увеличенный диаметр корпуса позволил снизить в ~5 раз проектный

23 2

флюенс быстрых нейтронов до (4-6)10 м- при сопоставимом с ВВЭР-440 проектным сроком службы (30-40) лет. В дальнейшем, благодаря компенсирующим мероприятиям срок службы реакторов ВВЭР-1000 как и для отдельных ВВЭР-440 был продлен до 60 лет [8,9].

Следующим этапом развития реакторов типа ВВЭР явилась необходимость повышения конкурентоспособности отечественных АЭС и соответствующего создания реакторов поколения «3+», разработки которых были начаты в различных странах [10].

На основе опыта проектирования, а также расчетного и экспериментального обоснования проектов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в рамках проекта АЭС-2006 были разработаны различные проекты реакторов типа ВВЭР-1200 с повышенной мощностью [5]. В реакторе ВВЭР-1200 повышенная тепловая и электрическая мощность достигнуты, в первую очередь, за счет повышения параметров первого и второго контуров (давление и температура) и производительности главных циркуляционных насосов [5]. Корпус реактора ВВЭР-1200 также был модернизирован, что проявилось в увеличении диаметра корпуса реактора на 100 мм и увеличении его длины на 300 мм. Увеличение диаметра и длины корпуса позволило уменьшить значение флакса быстрых нейтронов на стенку корпуса реактора и сварного шва, соединяющего опорную обечайку и обечайку зоны патрубков, что в свою очередь способствовало обеспечению проектного срока службы реактора - 60 лет.

Несколько позднее был создан проект АЭС ВВЭР-ТОИ на базе реакторов ВВЭР-1300 [6]. Основным изменением, касающимся корпуса реактора, является применение удлиненной обечайки активной зоны с вынесенными из области активной зоны наиболее подверженных охрупчиванию сварных швов, что позволило сократить время и стоимость производства

корпуса, повысить его надежность за счет снижения темпа охрупчивания сварных швов и не

22 2

превышения флюенса 10 м- на них за проектный срок службы 60 лет [6].

1.2 Конструктивные особенности корпусов перспективных реакторов типа ВВЭР

1.2.1 Реакторы ближней перспективы

Дальнейшее развитие реакторов ВВЭР рассматривается в направлении снижения удельных капитальных затрат на их сооружение, увеличения проектного срока службы,

снижения расходов природного урана и темпов накопления отработавшего ядерного топлива, а также совершенствования ряда других характеристик [11-13]. Данные принципы легли в основу новых проектов реакторов ВВЭР, разрабатываемых на данный момент.

В ближайшее время планируется разработка и создание реакторов средней мощности ВВЭР-600 [14] и большой мощности ВВЭР-1200А [15] на базе оборудования и технологий ВВЭР-1200, в частности с применением аналогичных ВВЭР-1200 корпусов реакторов, производство которых полностью освоено и не имеет технологических проблем [11].

Также ранее рассматривалась возможность создания реактора большой мощности ВВЭР-1800 [11-13], в котором предполагается использование результатов разработок корпуса и ВКУ реактора ВВЭР-1500 [12], который в свою очередь имеет ряд особенностей, в частности увеличенный до 4,96 м внутренний диаметр корпуса [13]. Проект реактора повышенной мощности ВВЭР-1500 (В-448) разрабатывался в начале 2000-ых годов [13], но не получил дальнейшего развития хотя была показана возможность промышленного изготовления не удлинённой обечайки активной зоны с внутренним диаметром 4960 мм [16], чем подтверждена возможность изготовления обечайки корпуса на существующем оборудовании отечественной промышленности. Особенностью применения столь габаритного корпуса является достаточно

23 2

низкий флюенс нейтронов <1,010 м- [2], достигаемый за 60 лет эксплуатации, что позволяет снизить темп радиационного охрупчивания материала корпуса.

Однако для освоения производства таких корпусов необходимо изготовление удлиненной обечайки активной зоны и обечайки зоны патрубков, для которых требуется использование поковок из слитков массой около 450 тонн, что превышает типичные массы слитков для изготовления элементов корпусов реакторов ВВЭР [17]. Таки образом, освоение технологии изготовления более габаритных корпусов является сложной широкопрофильной задачей, требующей решения, в том числе и с точки зрения повышения технологичности применяемых материалов КР.

1.2.2 Реакторы среднесрочной перспективы со спектральным регулированием

Отдельное место среди перспективных реакторов занимают реакторы со спектральным регулированием ВВЭР-С [18], разработка которых была начаты в рамках эволюционного направления проекта Супер-ВВЭР в начале 2000-х годов [11]. Отличительной особенностью ВВЭР-С является именно возможность спектрального регулирования, основная цель которого заключается в [19]:

• обеспечении возможности увеличения эффективности использования ядерного топлива,

• снижении расхода природного урана и обеспечении работы реакторов в замкнутом ядерном топливном цикле с коэффициентом воспроизводства (КВ) до 0,8 (для обычных реакторов ВВЭР КВ не выше 0,4) и

• полной загрузкой активной зоны МОКС-топливом,

• возможности отказа от борного регулирования и снижением количества жидких радиоактивных отходов, а также

• реализация маневренных режимов (суточного регулирования), что соответствует европейским требованиям.

Для достижения данных целей планируется создание реактора ВВЭР-С, в котором регулирование спектра нейтронов происходит за счет изменения водо-уранового отношения при помощи вытеснителей, последовательное извлечение которых позволяет компенсировать снижение реактивности в процессе эксплуатации реактора [19]. При этом рассматриваются вариант средней мощности ВВЭР-600С на базе ВВЭР-1200 и вариант большей мощности ВВЭР-1000С [11,20]. Первое опробование технологии спектрального регулирования планируется на Кольской АЭС-2, где будут построены два энергоблока ВВЭР по 600 МВт каждый со спектральным регулированием [21]. В рамках проекта по созданию реактора типа ВВЭР-С со спектральным регулированием в перспективе рассматривается возможность обеспечения мощности 1300 МВт, что требует использования наработок по проекту ВВЭР -1500, в частности возможность использования корпуса увеличенного диаметра [22], что сопряжено с отмеченными выше для ВВЭР-1500 и ВВЭР-1800 проблемами изготовления столь габаритных корпусов.

1.2.3 Реакторы долгосрочной перспективы со сверхкритическими параметрами

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Федотов Иван Вячеславович, 2023 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Генерация электроэнергии. - Текст: электронный // Официальный сайт Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» - URL: https://rosatom.ru/production/generation/ (дата обращения: 17.03.2023).

2. Денисов, В.П. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций / В.П. Денисов, Ю Г. Драгунов. - М.: ИздАТ, 2002. - 480 с.

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

4. Патент 2011134539. Российская Федерация, МПК B21J1/00. Способ изготовления заготовки активной зоны корпуса реактора типа ВВЭР: № 2011134539/02: заявл. 17.08.2011: опубл. 27.02.2013 / А.С. Орыщенко, И.В. Горынин, Г.П. Карзов., Б.И. Бережко, О.Н. Романов, И.В. Теплухина, С.В. Бушуев, Л.А. Горячева - 8 с.

5. Головной блок нового поколения - Особенности проекта ВВЭР-1200 / В.Г. Асмолов, И.Н. Гусев, В.Р. Казанский [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2017. - № 3. -С. 5-21.

6. Корпус реактора проекта ВВЭР-ТОИ. Конструкция и конструкционные материалы / В.А. Мохов, А.С. Зубченко, И.Ф. Акбашев, В.П. Семишкин // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. - 2014. - № 34. - С. 5-11.

7. ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 1: сайт. - URL: http://atominfo.ru/newsz03/a0715.htm (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

8. Колтаков, В.И. Эволюция проектов реакторных установок ВВЭР-1000 / В.И. Колтаков, Н.А. Стефанишин, С.А. Остапчук // Ядерная и радиационная безопасность. - 2011. - Т. 52, № 4. - С. 33-39.

9. Эволюция развития проектов реакторных устанвоок с реаткорами типа ВВЭР-1000 / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, И.Н. Васильченко [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. - 2005. - № 11. - С. 3-20.

10. Глебов, А.П. Развитие атомной энергетики в России и мире с реакторами поколения 3+ и 4 / А.П. Глебов // Вопросы атомной науки и техники. Серия ядерно-реакторные константы. - 2020. - № 1. - С. 77-93.

11. Беркович, В.Я. Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР / В.Я. Беркович, Ю.М. Семченков - Текст: электронный // Презентация доклада на Восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012. - URL:

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2012/documents/83.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

12. Беркович В.Я. Актуальные вопросы развития технологии ВВЭР / В.Я. Беркович, Ю.М. Семченков - Текст: электронный // Презентация доклада на Десятой международной научно- технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». - URL: http://www.reamntk.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/MNTK_Berkovich+ Semchenkov_RUS.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

13. Реакторная установка ввэр для проекта АЭС-2006 / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, В.А. Мохов, В.П. Денисов // Тяжелое машиностроение. - 2007. - № 4. - С. 2-4.

14. Реакторная установка средней мощности ВВЭР-600. - Текст: электронный // Официальный сайт ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/ ru/projects/vver-600.php (дата обращения: 17.03.2023).

15. Реакторная установка большой мощности ВВЭР-1200А. - Текст: электронный // Официальный сайт ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/ ru/projects/vver-1200a.php (дата обращения: 17.03.2023).

16. Бакалдин, В.И. Основные проблемы и пути их решения при разработке проекта корпуса реактора ВВЭР-1500 / В.И. Бакалдин, В.В. Петров, В.Г. Федосов // Тяжелое машиностроение. - 2006. - № 2. - С. 2-5.

17. Ямпольский, О.Н. Исследование особенностей строения сверхкрупных слитков конструкционной стали и качества поковок, изготовленных из них: дис. ... канд. техн. наук: 05.16.02 / Ямпольский Олег Натанович; науч. рук. Э.Ю. Колпишон; ГОУ ВПО «Санкт-Петербургский государственный политехнический университет». - Санкт-Петербург, 2005. - 245 с.

18. Реакторная установка со спектральным регулированием - ВВЭР-С. - Текст: электронный // Официальный сайт ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/vver-s.php (дата обращения: 17.03.2023).

19. Махин, В.М. Водоохлаждаемые реакторные установки со спектральным регулированием реактивности / В.М. Махин, И.В. Махин, Н.В. Шарый // Вопросы атомной науки и техники. Серия:«Физика ядерных реакторов». - 2018. - № 2. - С. 17-27.

20. Васильченко, И.Н. Расчетно-конструкторские проработки активных зон ВВЭР со спектральным регулированием / И.Н. Васильченко, В.М. Махин, С.А. Кушманов [и др.] -Текст: электронный // Сборник трудов 7-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - URL:

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-107.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

21. Кольская АЭС: начало строительства Кольской АЭС-2 намечено на 2028 год. - Текст: электронный // Официальный сайт Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» - URL: https://rosatom.ru/journalist/news/kolskaya-aes-nachalo-stroitelstva-kolskoy-aes-2-namecheno-na-2028-god/ (дата обращения: 12.03.2023).

22. Современные проекты ОКБ "Гидропресс". Разработка и реализация / В.В. Джангобегов,

B.А. Пиминов, В.А. Мохов [и др.] // Приложение к научно-техническому сборнику Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. - 2015. - № 35. - С. 3-63.

23. A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems. - Текст: электронный // The Generation IV International Forum - URL: https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40481/technology-roadmap (дата обращения: 12.03.2023).

24. Duffey, R.B. Supercritical water-cooled nuclear reactors: review and status / R.B. Duffey, I.L. Pioro // Nuclear energy materials and reactors. - 2005. - Vol. 2. - P. 1-14.

25. Super-critical water-cooled reactors (SCWR). Risk and safety assessment. White paper -Текст: электронный // The Generation IV International Forum - URL: https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2017-11/scwr_white_paper_rev_01_2017.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

26. Сомова, Е.В. Обзор зарубежных конструкций энергетических котлов на суперсверхкритические параметры пара и перспективы создания энергоблоков ССКП в России / Е.В. Сомова, А.Н. Тугов, А.Г. Тумановский // Теплоэнергетика. - 2021. - № 6. -

C. 6-24.

27. Концептуальные предложения по реактору ВВЭР-СКД, создаваемому на основе технологии ВВЭР и паротурбинных установок на СКД параметрах / Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, П.Н. Алексеев [и др.] - Текст: электронный // Сборник трудов 9-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2015). - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/ documents/mntk2015-158.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

28. Баранаев, Ю.Д. Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД -основной претендент в «Супер-ВВЭР» / Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, П.Л. Кириллов, А.В. Клушин - Текст: электронный // Сборник трудов 7-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2011). -URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011 -028.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

29. Махин, В.М. Концептуальные предложения по водоохлаждаемому реактору со сверхкритическими параметрами (обзор зарубежных и российских разработок SCWR) / В.М. Махин, А.Н. Чуркин - Текст: электронный // Сборник трудов 10-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2017). - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2017/documents/ mntk2017-152.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

30. Глебов, А.П. Проблемы физики и теплогидравлики в реакторах , охлаждаемых водой сверхкритического давления / А.П. Глебов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2021. - № 2. - С. 64-81.

31. Интенсификация теплообмена в тепловыделяющих сборках ВВЭР-СКД / В.М. Махин,

B.Я. Беркович, М.П. Никитенко [и др.] // Тяжелое машиностроение. - 2014. - № 11-12. -

C. 2-7.

32. Использование опыта создания и эксплуатации одноконтурных реакторов с кипением и ядерным перегревом теплоносителя для проектирования реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя / В.М. Махин, В.А. Пиминов, В.П. Семишкин [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2022. - № 3. - С. 110-126.

33. Развитие направления SCWR от концепции до тестового реактора / А.П. Глебов, Ю.Д. Баранаев, И.В. Московченко, П.Л. Кириллов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2019. - № 3. - С. 30-44.

34. Кириллов, П.Л. Водоохлаждаемый реактор ВВЭР-СКД (предварительные разработки) / П.Л. Кириллов // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2013. - № 1. - С. 5-14.

35. Концептуальные предложения по стенду-прототипу реактора ВВЭР-СКД / В.А. Мохов, В.Я. Беркович, М.П. Никитенко [и др.] - Текст: электронный // Сборник трудов 9-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2015). - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/ documents/mntk2015-155.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

36. Design concepts of supercritical water-cooled reactor (SCWR) and nuclear marine vessel: A review / M.M. Rahman, J. Dongxu, N. Jahan [et al.] // Progress in Nuclear Energy. - 2020. -Vol. 124, 103320. - P. 1-23.

37. Махин, В.М. Концептуальные проработки реактора со сверхкритическими параметрами China CSR-1000 / В. М. Махин // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2019. - № 2. - С. 11-21.

38. Study on Material Selection of Reactor Pressure Vessel of SCWR / M. Shuli, L. Ying, Y. Qinwei [et al.] // Energy Materials 2014. - P. 493-499.

136

39. INEEL/EXT-03-00693. Supercritical Water Reactor (SCWR) Survey of Materials Experience and R&D Needs to Assess Viability / J. Buongiorno, W. Corwin, Ph. Mac Donald [et al] // INL Research Library Digital Repository. - URL: https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/2699863.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

40. Status report - High Performance Light Water Reactor (HP-LWR) // International Atomic Energy Agency Advanced Reactors Information System (IAEA ARIS). - URL: https://aris.iaea.org/PDF/HP-LWR.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

41. Status report - Japanese Supercritical Water-Cooled Reactor (JSCWR) // International Atomic Energy Agency Advanced Reactors Information System (IAEA ARIS). - URL: https://aris.iaea.org/PDF/JSCWR.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

42. Status report - Chinese Supercritical Water-Cooled Reactor (CSR1000) // International Atomic Energy Agency Advanced Reactors Information System (IAEA ARIS). - URL: https://aris.iaea.org/PDF/CSR1000.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

43. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 8 т. /Под общей ред. Б.А. Калина. -М.: МИФИ, 2021. Том 6. Конструкционные материалы ядерной техники. / Б.А. Калин, П.А. Платонов, Ю.В. Тузов, ИИ. Чернов, Я.И. Штромбах. - М.: МИФИ, 2021. - 736 с.

44. Банюк, Г.Ф. Материаловедческие аспекты продления срока службы реакторов ВВЭР-440 первого поколения / Г.Ф. Банюк, А.М. Морозов, Я.И. Штромбах. - М.: ОКБ «Гидропресс», 2001. - 14 с.

45. Совершенствование материалов и технологии сварки для повышения безопасности и ресурса АЭС с реакторами ВВЭР / И.В. Горынин, Г.П. Карзов, Б.Т. Тимофеев, С.Н. Галяткин // Автоматическая сварка. - 2006. - № 3. - С. 3-8.

46. ГОСТ Р 58721-2019. Соединения сварные из сталей марок 10ГН2МФА, 15Х2НМФА деталей оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Требования к сварке, наплавке и термической обработке: утвержден и введен в действие Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 5 декабря 2019 г. № 1342-ст: дата введения 2020-04-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/1200170058 (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

47. ТУ 0893-013-00212179-2003. Заготовки из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1, для корпусов, крышек и других узлов реакторных установок. -URL: https://rosatom.ru/about/tekhnicheskoe-regulirovanie/standartizatsiya-v-oblasti-ispolzovaniya-atomnoy-energii-/tu-0893-013-00212179-2003/ (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

48. ГОСТ Р 59115.14-2021. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора: утвержден и введен в действие Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. № 1177-ст: дата введения 2022-01-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/572734288 (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

49. Анализ охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации / Б.З. Марголин, В.А. Николаев, Е.В. Юрченко [и др.] // Вопросы материаловедения. - 2009. - № 4. - С. 108-123.

50. Тимофеев, М.Н. Исследование стойкости к тепловому охрупчиванию металла сварных швов корпусов атомных реакторов из сталей типа 15Х2МФА / М.Н. Тимофеев, С.Н. Галяткин // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2020. - Т. 104, № 3. - С. 4-10.

51. Особенности производства первой промышленной заготовки обечайки активной зоны корпуса реактора проекта ВВЭР-ТОИ / В.А. Новиков, А.П. Куликов, И.А. Щепкин [и др.] - Текст: электронный // Сборник трудов 11 -ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2019). - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2019/ documents/mntk2019-100.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

52. Результаты испытаний и исследований металла крупногабаритных заготовок из стали 15Х2МФА - А мод. А, изготовленных для Курской АЭС блок 1 по проекту ВВЭР - ТОИ / Г.П. Карзов, И.В. Теплухина, Т.И. Титова [и др.] - Текст: электронный // Сборник трудов 11-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (МНТК-2019). - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/ files/proceedings/mntk2019/documents/mntk2019-107.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

53. Advanced reactor vessel steels for reactors with supercritical coolant parameters / S.I. Markov, V.S. Dub, A G. Lebedev [et al.] // Russian Metallurgy (Metally). - 2016. - № 9. - P. 803-811.

54. ГОСТ Р 59115.8-2021. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет по выбору основных размеров: утвержден и введен в действие Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. № 1172-ст: дата введения 2020-01-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/1200181282 (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

55. ГОСТ Р 59115.4-2021. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Длительные механические свойства конструкционных материалов: утвержден и введен в действие Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. № 1168-ст: дата введения 2020-01-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/1200181278 (дата обращения: 12.03.2023). - Текст: электронный.

56. Microstructure and Strengthening Mechanisms in an HSLA Steel Subjected to Tempforming / A. Dolzhenko, A. Pydrin, S. Gaidar [et al.] // Metals. - 2022. - Vol.12, №1.- P. 1-12.

57. Galindo-Nava, E.I A model for the microstructure behaviour and strength evolution in lath martensite / E.I. Galindo-Nava, P.E.J. Rivera-Diaz-Del-Castillo // Acta Materialia. - 2015. -Vol. 98. - P. 81-93.

58. Research and modeling on correlation among microstructure, yield strength and process of bainite/martensite steel / Jia-jia Qiu, Min Zhang, Gu-hui Gao [et al.]// Journal of Iron and Steel Research International. - 2020. - Vol. 27. - P. 834-841.

59. The influence of Ni on bainite/martensite transformation and mechanical properties of deposited metals obtained from metal-cored wire / Jiamei Wang, Xinjie Di, Chengning Li, Dongpo Wang // Metals. - 2021. - Vol.11, № 12. - P. 1-14.

60. Kennett, S.C. Strengthening and Toughnening Mechanisms in Low-C Microalloyed Steel as Influenced by Austenite Conditioning: PhD thesis: Metallurgical and Materials Engineering / by Shane C. Kennett; Colorado School of Mines. - Golden, CO, USA, 2007. - 320 p.

61. Zander, J. Modelling mechanical properties by analysing datasets: Licentiate Thesis / by Johan Zander; Royal Institute of Technology. - Stockholm, Sweden, 2014. - 48 p.

62. Evaluation of the block boundary and sub-block boundary strengths of ferrous lath martensite using a micro-bending test / A. Shibata, T. Nagoshi, M. Sone [et al.] // Materials Science and Engineering A. - 2010. - Vol. 527, № 29-30. - P. 7538-7544.

63. Microstructure-property relationship in bainitic steel: The effect of austempering / K. Wang, Z. Tan, G. Gao [et al.] // Materials Science and Engineering A. - 2016. - Vol. 675. - P. 120-127.

64. Mohrbacher, H. Fundamentals and practical approaches of optimizing martensitic steels for use under severe operating conditions / H. Mohrbacher, K.U. Leuven // International Symposium on Wear Resistant Alloys for the Mining and Processing Industry. - Campinas, Brazil, 2018. -P. 93-157.

65. Zajac, S. Characterisation and Quantification of Complex Bainitic Microstructures in High and Ultra-High Strength Linepipe Steels / S. Zajac, V. Schwinn, K.H. Tacke // Materials Science Forum. - 2005. - Vol. 500-501. - P. 387-394.

66. Smirnov, M.A. Classification of low-carbon pipe steel microstructures / M.A. Smirnov, I.Y. Pyshmintsev, A.N. Boryakova // Metallurgist. - 2010. - Vol. 54, № 7-8. - P. 444-454.

67. Эфрон, Л.И. Металловедение в большой металлургии. Трубные стали / Л.И. Эфрон. - М.: Металлургиздат, 2012. - 696 с.

68. Effects of alloying elements and the cooling condition on the microstructure, tensile properties, and Charpy impact properties of high-strength bainitic steels / H.K. Sung, S. Y. Shin, B. Hwang [et al.] // Journal of Korean Institute of Metals and Materials. - 2010. - Vol. 48, № 9. -P. 798-806.

69. Effect of microstructure on the impact toughness and temper embrittlement of SA508Gr.4N steel for advanced pressure vessel materials / Z. Yang, Z. Liu, X. He [et al.] // Scientific Reports. - 2018. - Vol. 8, № 207. - P. 1-12.

70. Stress-strain behavior of ferrite and bainite with nano-precipitation in low carbon steels / N. Kamikawa, K. Sato, G. Miyamoto [et al.] // Acta Materialia. - 2015. - Vol. 83. - P. 383-396.

71. Evolution behavior of carbides in 2.25Cr-lMo-0,25V steel / Z. Yongtao, M. Lede, W. Xiaojun [et al.] // Materials Transactions. - 2009. - Vol. 50, №11. - P. 2507-2511.

72. Thuvander, M. Carbide precipitation in a low alloyed steel during aging studied by atom probe tomography and thermodynamic modeling / M. Thuvander, H. Magnusson, U. Borggren // Metals. - 2021. - Vol. 11, № 12. - P. 1-13.

73. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 8 т. /Под общей ред. Б.А. Калина. -М.: МИФИ, 2021. Том 1. Физика твердого тела. / Г.Н. Елманов, А.Г. Залужный, Ю.А. Перлович [и др.]. - М.: МИФИ, 2021. - 764 с.

74. Микроструктурные изменения в стали 10Х9В2МФБР при ползучести в течение 40000 часов при 600°C / А. Э. Федосеева, П. А. Козлов, В. А. Дудко [и др.] // Физика металлов и металловедение. - 2015. - Том 116, № 10. - С. 1102-1111.

75. Thermal Power Plants / E. Hu, Y. Yang, A. Nishimura [et al.]; edited by R. Mohammad. -Rijeka, Croatia: InTech, 2011. - 280 p.

76. Critical Materials: Underlying causes and sustainable mitigation strategies / M. Rademaker, S. de Jong, E.M. Kelder [et al.]; edited by S.E. Offerman. - Singapore: World Scientific Publishing Co. Pte. Ltd., 2019. - 375 p.

77. Purmansky, J. Creep Resistance and Structural Stability of Low-Alloy CrMo and CrMoV Steels / J. Purmansky, V. Foldyna, Z. Kubon // Key Engineering Materials. - 1999. - Vol. 171174. - P. 419-426.

78. Kassner, M.E. Creep cavitation in metals / M.E. Kassner, T.A. Hayes // International Journal of Plasticity. - 2003. - Vol. 19, № 10. - P. 1715-1748.

79. Characterization of creep damage in metals using small angle neutron scattering / E. R. Fuller, R.J. Fields, T.J. Chuang, S. Singhal // Journal of Research of the National Bureau of Standards (United States). - 1984. - Vol.89, № 1. - P. 35-45.

80. Margolin, B.Z. Brittle fracture of nuclear pressure vessel steels - I. Local criterion for cleavage fracture / B.Z. Margolin, V.A. Shvetsova, G.P. Karzov // Int. J. Press. Vessel. Pip. - 1997. -Vol. 72, № 1. - P. 73-87.

81. Иоффе, А.Ф. Деформация и прочность кристаллов / А.Ф. Иоффе, М.В. Кирпичева, М.А. Левитская // Журнал Русского физико-химического общества. - 1924. - Том 56, № 5-6. -С.489-504.

82. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement / B. Gurovich, E. Kuleshova, O. Zabusov [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2013. - Vol.435, № 1-3. - P. 25-31.

83. Morris, J.W. On the ductile-brittle transition in lath martensitic steel / J.W. Morris // ISIJ International. - 2011. - Vol.51, № 10. - P. 1569-1575.

84. Сопротивление хрупкому разрушению высокопрчоной среднелегированной стали и его связь с параметрами структурного состояния / Голосиенко С.А., Ильин А.В., Лаврентьев А.А. [и др.] // Вопросы материаловедения. - 2019. - Том. 99, № 2. - C. 128-147.

85. Kinetics of phosphorus segregation in the grain boundaries of VVER-1000 pressure vessel steels / B. Bokstein, Khodan A.N., Sorokin M.V. [et al.] // Defect and Diffusion Forum. -2017. - Vol. 375. - P. 125-133.

86. Erak, A.D. Origins of brittle microcracks in crack resistance tests of steels of VVER-1000 vessel in various states / A.D. Erak, M.A. Artamonov, E.A. Kuleshova // Inorganic Materials: Applied Research. - 2014. - Vol. 5, № 6. - P. 626-634.

87. Бельченко, Г.И. Неметалличсекие включения и качсетво стали / Г.И. Бельченко, С.И. Губенко. - Киев: Техника, 1980. - 168 с.

88. Mechanisms of radiation embrittlement of VVER-1000 RPV steel at irradiation temperatures of (50-400)°C / E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Z.V. Bukina [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2017. - Vol. 490. - P. 247-259.

89. Nikolaev, Y.A. Radiation embrittlement of low-alloy steels / Y.A. Nikolaev, A.V. Nikolaeva, Y.I. Shtrombakh // Intern. J. Pressure Vessel Piping. - 2002. - Vol. 79. - P. 619-636.

90. Kuleshova, E.A. Grain boundary embrittlement of steels of VVER-1000 reactor vessels under long-term operation / E.A. Kuleshova, D.A. Mal'tsev, S.V. Fedotova // Metal Science and Heat Treatment. - 2019. - Vol. 61, № 7-8. - P. 463-471.

91. Degradation of RPV steel structure after 45 years of operation in the VVER-440 reactor / E.A. Kuleshova, S.V. Fedotova, G.M. Zhuchkov [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2020. -Vol. 540, 152362. - P. 1-13.

92. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 8 т. /Под общей ред. Б.А. Калина. -М.: МИФИ, 2021. Том 4. Радиационная физика твердого тела. Компьютерное моделирование / М.Г. Ганченкова, Е.Г. Григорьев, Б.А. Калин, Г.И. Соловьев, А.Л. Удовский, В.Л. Якушин. - М.: МИФИ, 2021. - 624 с.

93. Yao, B. TEM characterization of dislocation loops in irradiated bcc Fe-based steels / B. Yao, D.J. Edwards, R.J. Kurtz // Journal of Nuclear Materials. - 2013. - Vol. 434, № 1-3. - P. 402410.

94. Formation and evolution of MnNi clusters in neutron irradiated dilute Fe alloys modelled by a first principle-based AKMC method / R. Ngayam-Happy, C.S. Becquart, C. Domain, L. Malerba // Journal of Nuclear Materials. - 2012. - Vol. 426, № 1-3. - P. 198-207.

95. Microstructural behavior of VVER-440 reactor pressure vessel steels under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period / E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Ya. I. Shtrombakh [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2005. - Vol. 342, № 1-3. - P. 77-89.

96. Precipitation kinetics of radiation-induced Ni-Mn-Si phases in VVER-1000 reactor pressure vessel steels under low and high flux irradiation / E.A. Kuleshova, G.M. Zhuchkov, S.V. Fedotova [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2021. - Vol. 553. - P. 22-26.

97. Thermodynamic models of low-temperature Mn-Ni-Si precipitation in reactor pressure vessel steels / W. Xiong, H. Ke, R. Krishnamurthy [et al.] // MRS Communications. - 2014. - Vol. 4, №3. - P. 101-105.

98. Evolution of manganese-nickel-silicon-dominated phases in highly irradiated reactor pressure vessel steels / P.B.Wells, T. Yamamoto, B. Miller [et al.] // Acta Materialia. - 2014. - Vol. 80 -P.205-219.

99. The mechanistic implications of the high temperature, long time thermal stability of nanoscale Mn-Ni-Si precipitates in irradiated reactor pressure vessel steels / N. Almirall, P.B. Wells, S. Pal [et al.] // Scripta Materialia. - 2020. - Vol. 181 - P. 134-139.

100. Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора / Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, Д.А. Мальцев [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2012. - №4. - С. 110-121.

101. Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реакторов ВВЭР-1000 /

Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова [и др.] // Тяжелое машиностроение. - 2012. - №7. - С. 22-26.

102. Almirall, N.T. On the Role of Mn-Ni-Si Precipitation in Irradiated Reactor Pressure Vessel Steels: Implications to Life Extension and Advanced Damage Tolerant Alloys: PhD diseertation / Almirall Nathan Taylor; Advisor: G.R. Odette; University of California. - Santa Barbara, CA, USA, 2021. - 220 p.

103. Observation of Mn-Ni-Si-rich features in thermally-aged model reactor pressure vessel steels / B.M. Jenkins, P.D. Styman, N. Riddle [et al.] // Scripta Materialia. - 2021. - Vol. 191 - P. 126-130.

104. On the elevated temperature thermal stability of nanoscale Mn-Ni-Si precipitates formed at lower temperature in highly irradiated reactor pressure vessel steels / N. Almirall, P.B. Wells, H. Ke [et al.] // Scientific Reports. - 2019. - Vol. 9, № 1, 9587. - P. 1-12.

105. Фролов, А.С. Фазово-структурное состояние и служебные характеристики новых композиций сталей для корпусов реакторов с повышенной мощностью и сроком службы: дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 / Фролов Алексей Сергеевич; науч. рук. Е.А. Кулешова; НИЦ «Курчатовский институт». - Москва, 2013. - 154 с.

106. Evaluation of the radiation resistance and thermal stability of 15KH2MFA-A, modifications A and B, steel and weld-seam metal / Ya. I. Shtrombakh, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova [et al.] // Atomic Energy. - 2014. - Vol. 116, № 6 - P. 373-381.

107. Precipitation and hardening in irradiated low alloy steels with a wide range of Ni and Mn compositions / N. Almirall, P.B. Wells, T. Yamamoto [et al.] // Acta Materialia. - 2019. - Vol. 179. - P. 119-128.

108. IAEA-TECDOC-1441. Effects of Nickel on Irradiation Embrittlement of Light Water Reactor Pressure Vessel Steels. - Vienna, Austria: IAEA, 2005. - 57 p.

109. Characterization of high strength and high toughness Ni-Mo-Cr low alloy steels for nuclear application / B.S. Lee, M.C. Kim, J.H. Yoon, J.H. Hong // International Journal of Pressure Vessels and Piping. - 2010. - Vol. 87, № 1. - P. 74-80.

110. ASTM A 508/A 508M - 05b. Standard specification for quenched and tempered carbon and alloy steel forgings for pressure vessels. - West Conshohocken, PA, USA: ASTM International, 2005. - 9 p.

111. Irradiation damage behavior of low alloy steel wrought and weld materials / R.J. Stofanak, T.J. Poskie, Y.Y. Li, G.L. Wire // International Atomic Energy Agency - URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/25/021/25021202.pdf (дата обращения: 16.03.2023).

112. Nikolaeva, A.V. Grain-boundary segregation of phosphorous in low-alloy steel / A.V. Nikolaeva, Yu. A. Nikolaev, Yu. R. Kevorkyan // Atomic Energy. - 2001. - Vol.91, № 8. - P. 75-83.

113. Intergranular embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels / O.O. Zabusov, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova // Key Engineering Materials. - 2013. - Vol. 592-593. - P. 577581.

114. Complex study of grain boundary segregation in long-term irradiated reactor pressure vessel steels / S.V. Fedotova, E.A. Kuleshova, D.A. Maltsev, M.A. Saltykov // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - Vol. 528, 151865. - P. 1-8.

115. Effect of Ni content on thermal and radiation resistance of VVER RPV steel / Ya.I. Shtrombakh, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2015. -Vol. 461. - P. 292-300.

116. Influence of the thermodynamic parameters on the temper embrittlement of SA508 Gr.4N Ni-Cr-Mo low alloy steel with variation of Ni, Cr and Mn contents / S.-G. Park, K.-H. Lee, K.-D. Min [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2012. - Vol. 426, №1-8. - P. 1-38.

117. Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 / О.О. Забусов, М.А. Салтыков, Б.А. Гурович [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2013. - Том 84, №2. - С. 82-89.

118. Assessment of segregation kinetics in water-moderated reactors pressure vessel steels under long-term operation / Ya.I. Shtrombakh, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - Vol. 477. - P. 110-122.

119. Contribution of hardening mechanism to VVER-1000 RPV welds flux effect / E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, A.S. Frolov [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - Vol. 477. - P. 110-122.

120. Study of the flux effect nature for VVER-1000 RPV welds with high nickel content / B.A. Gurovich, Z.V. Lavrukhina, D.A. Maltsev [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2017. -Vol. 483. - P. 1-12.

121. The effect of radiation-induced structural changes under accelerated irradiation on the behavior of water-cooled reactor pressure vessel steels / B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova, D.A. Maltsev [et al.] // Key Engineering Materials. - 2014. - Vol. 592-593. - P. 573-576.

122. Evolution of structure and properties of VVER-1000 RPV steels under accelerated irradiation up to beyond design fluences / B. Gurovich, E. Kuleshova, Y. Shtrombakh [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2015. - Vol. 456. - P. 23-32.

123. Structural mechanisms of the flux effect for VVER-1000 reactor pressure vessel materials / B. Gurovich, E. Kuleshova, S. Fedotova [et al.] // Conference: Fontevraud 8 - Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability. - Avignon, France, 2014. - O-T01-018. - P. 1-6.

124. Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 / Б.А. Гурович, Я.И. Штромбах, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. - 2010. - № 5. - С. 50-57.

125. Kameda, J. Combined effects of phosphorus segregation and partial intergranular fracture on the ductile-brittle transition temperature in structural alloy steels / J. Kameda, Y. Nishiyama // Materials Science and Engineering A. - 2011. - Vol. 528, № 10-11. - P. 3705-3713.

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

127. Новиков, И.И. Теория термичсекой обработки металлов. Учебник / И.И. Новиков. - М.: «Металлургия», 1978. - 392 с.

128. Christien, F. Phosphorus grain boundary segregation in steel 17-4PH / F. Christien, R. Le Gall, G. Saindrenan // Scripta Materialia. - 2003. - Vol. 48, № 1. - P. 11-16.

129. Luckman, G. Phosphorus interdiffusivity ina-Fe binary and alloy systems / G. Luckman, R.A. Didio, W.R. Graham // Metallurgical Transactions A. - 1981. - Vol. 12, № 2. - P. 253-259.

130. Matsuyama, T. Tracer Diffusion of P in Iron and Iron Alloys / T. Matsuyama, H. Nosokawa, H. Suto // Transactions of the Japan Institute of Metals - 1983. - Vol. 24. - P. 589-594.

131. Бокштейн, Б. С. Диффузия в металлах : учебное пособие для вузов / Б. С. Бокштейн. - М. : Металлургия, 1978. - 248 с.

132. The role of crystallographic orientation of martensitic variants on cleavage crack propagation / A. Chatterjeea, A. Ghosh, A. Moitra [et al.] // Philosophical Magazine Letters. - 2016. - P. 118.

133. Применение метода EBSD для исследования механизмов разрушения сталей корпусов реакторов под действием эксплуатационных факторов / Д.А. Мальцев, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова [и др.] // Кристаллография. - 2021. - Т. 66, № 4. - С. 688-692.

134. Метод дифракции отраженных электронов в материаловедении / Под ред. А. Шварца, М. Кумара, Б. Адамса, Д. Филда.; Перевод с анг. С.А. Иванова - М.: Техносфера, 2014. -55 с.

135. Structural features ensuring the increase of service characteristics of high-nickel steels for pressure vessels of prospective energy-generation reactors / E.A. Kuleshova, I.V. Fedotov,

145

D.A. Maltcev [et al.] // International Journal of Pressure Vessels and Piping. - 2022. - Vol. 200, 104845. - P. 1-13.

136. Карлсон, Т.А. Фотоэлектронная и Оже-спектроскопия / Т. А. Карлсон; Перевод с англ. И. А. Брытова и др. - Ленинград : Машиностроение, 1981. - 431 с.

137. Chemical composition effect on VVER-1000 RPV weld metal thermal aging / B. A. Gurovich, A.A. Chernobaeva, D. Yu. Erak [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2015. - Vol. 465. -P.540-549.

138. Салтыков, С.А. Стереометрическая металлография / С.А. Салтыков. - М.: Металлургия, 1976. - 271 c.

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

140. Растровая электронная микроскопия и рентгеновский микроанализ. В 2-х кн. Книга 1 / Дж. Гоулдстейн, Д. Ньюбери, П. Эчлин [и др.]. - М.: Мир, 1984. - 303 с.

141. Физическое материаловедение: Учебник для вузов. В 8 т. /Под общей ред. Б.А. Калина. -М.: МИФИ, 2021. Том 3. Методы исследования структурно-фазового состояния материалов / Н.В. Волков, В.И. Скрытный, В.П. Филипов, В.Н. Яльцев. - М.: МИФИ, 2021. - 800 с.

142. Оикава, Т. Аналитическая просвечивающая электронная микроскопия / Под ред. Т. Оикава, Д. Синдо; Перевод с анг. С.А. Иванова - М.: Техносфера, 2006. - 256 с.

143. Williams, D.B. Transmission Electron Microscopy: A Textbook for Materials Science / D.B. Williams, C.B. Carter. - New York: Springer, 2009. - 760 p.

144. Limpert, E. Log-normal Distributions across the Sciences: Keys and Clues / E. Limpert, W.A. Stahel, M. Abbt // Bioscience. - 2001. - Vol. 51, № 5. - P. 341.

145. Beaulieu, N.C. An Optimal Lognormal Approximation to Lognormal Sum Distributions / N.C. Beaulieu, Q. Xie // IEEE Trans. Veh. Technol. - 2004. - Vol. 53, № 2. - P. 479-489.

146. Burmaster, D.E. Using lognormal distributions and lognormal probability plots in probabilistic risk assessments / D.E. Burmaster, D.A. Hull // Hum. Ecol. Risk Assess. An Int. J. - 1997. -Vol. 3, № 2. - P. 235-255.

147. ГОСТ Р 50779.21-2004. Статистические методы. Правила определения и методы расчета статистических характеристик по выборочным данным. Часть 1. Нормальное распределение: Постановлением Госстандарта России от 12 января 2004 г. N 3-ст: дата введения 2004-06-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/1200035333 (дата обращения: 16.03.2023). - Текст: электронный.

148. Bell, D.C. Energy Dispersive X-ray Analysis in the Electron Microscope / D.C. Bell, A.J. Garratt-Reed. - Oxford: Taylor & Francis, 2003. - 160 p.

149. Development of the DIFFRACALC program for analyzing the phase composition of alloys / A.S. Frolov, E.V. Krikun, K.E. Prikhodko, E.A. Kuleshova // Crystallogr. Reports. - 2017. -Vol. 62, № 5. - P. 809-815.

150. Miller, M.K. Atom-Probe Tomography. The Local Electrode Atom Probe / M.K. Miller, R.G. Forbes. - New York: Springer, 2014. - 437 p.

151. Влияние макроструктуры и фазового состава на эксплуатационные характеристики сварных швов корпусов реакторов типа ВВЭР / Д.А. Мальцев, Е. А. Кулешова, С. В. Федотова [и др.] // Вопросы материаловедения. - 2022. - Том 110, № 2. - С. 124-139.

152. Федотов, И.В. Радиационная и термическая стойкость корпусных сталей с повышенной категорией прочности для перспективных реакторов / И. В. Федотов, Е.А. Кулешова, С.П. Кузнеов // Сбоник докладов XXII Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам (АО ОКБ "Гидропресс"). -Москва, 2022. - С. 147-166.

153. ГОСТ Р 50.05.12-2018. Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции: Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 28 декабря 2018 г. N 1174-ст: дата введения 2019-03-01.

- URL: https://docs.cntd.ru/document/1200162092 (дата обращения: 16.03.2023). - Текст: электронный.

154. Sham, K.-L. Advanced characterization techniques in understanding the roles of nickel in enhancing strength and toughness of submerged arc welding high strength low alloy steel multiple pass welds in the as-welded condition: Doctor of Philosophy thesis: Metallurgical and Materials Engineering / Kin-Ling Sham; Advisor: Dr. Stephen Liu; Colorado School of Mines.

- Golden, Colorado, USA, 2014. - 201 p.

155. Цуканов, В.В. Современные стали и технологии в энергомашиностроении / В.В. Цуканов. - СПб.: АНО ЛА "Профессионал," 2014. - 464 с.

156. Yang, J.R. Acicular ferrite transformation in alloy-steel weld metals / J. R. Yang, H.K.D.H. Bhadeshia // Journal of Materials Science. - 1991. - Vol. 26, № 3. - P. 839-845.

157. Ricks, R.A. Acicular ferrite transformation in alloy-steel weld metals / R.A. Ricks, P.R. Howell, G.S. Barritte // Journal of Materials Science. - 1982. - Vol. 17. - P. 732-740.

158. Sulfide stress cracking of nickel-containing low-alloy steels / M. Kappes, M. Iannuzzi, R.B. Rebak, R.M. Carranza // Corrosion Reviews. - 2014. - Vol. 32, № 3-4. - P. 101-128.

159. Piekarska, W. Analytical methods of predicting the structure and mechanical properties of high tensile strength steel / W. Piekarska, D. Goszczynska-Kroliszewska // Procedia Engineering. -2017. - Vol. 177. - P. 92-98.

160. Das, A. Effect of Cooling Rate on the Microstructure of a Pressure Vessel Steel / A. Das, S. Sunil, R. Kapoor // Metallography, Microstructure, and Analysis. - 2019. - Vol. 8, № 6. - P. 795-805.

161. Гольдштейн, М.И. Дисперисонное упрочнение стали / М.И. Гольдштейн, В.М. Фарбер. -М.: «Металлургия», 1979. - 208 с.

162. Estimation of dislocation density in bainitic microstructures using high-resolution dilatometry /

C. Garcia-Mateo, F. G. Caballero, C. Capdevila, C. Garcia de Andres // Scripta Materialia. -2009. - Vol. 61, № 9. - P. 855-858.

163. On the correlation among dislocation density, lath thickness and yield stress of bainite / S.H. He, B.B. He, K.Y. Zhu, M.X. Huang // Acta Materialia. - 2017. - Vol. 135. - P. 382-389.

164. Evolution of dislocation density in bainitic steel: Modeling and experiments / S.H. He, B.B. He, K.Y. Zhu, M.X. Huang // Acta Materialia. - 2018. - Vol. 149. - P. 46-56.

165. Лаврухина, З.В. Особенности механизма и кинетики сегрегации примесных и легирующих элементов в границах зёрен сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 при длительном воздействии эксплуатационных факторов: дис. ... канд. физ.-мат. наук: 01.04.01 / Лаврухина Зинаида Валерьевна; науч. рук. Е.А. Кулешова; НИЦ «Курчатовский институт». - Москва, 2016. - 126 с.

166. Салтыков, М.А. Развитие зернограничных сегрегаций фосфора в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием облучения и длительных термических выдержек: дис. ... канд. техн. наук: 05.14.03 / Салтыков Михаил Алексеевич; науч. рук. О.О. Забусов; НИЦ «Курчатовский институт». - Москва, 2013. - 118 с.

167. Термическая стойкость сталей с повышенными характеристиками прочности для корпусов перспективных реакторов ВВЭР различных проектов / Е.А. Кулешова, И.В. Федотов, Д.А. Мальцев // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2023. - № (в печати).

168. Specific features of structural-phase state and properties of reactor pressure vessel steel at elevated irradiation temperature / E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, E.V. Krikun [et al.] // Science and Technology of Nuclear Installations. - 2017. - Vol. 2017, 1064182. - P. 1-12.

169. Effect of Nb and V on austenite grain growth behavior of the Cr-Mo-V steel for brake discs /

D. Wu, F. Wang, J. Cheng, C. Li // High Temperature Materials and Processes. - 2018. - Vol. 37, № 9-10. - P. 899-907.

170. Carbide Precipitation, Dissolution, and Coarsening in G18CrMo2-6 Steel / Zh. Li , P. Jia, Yu. Liu, H. Qi // Metals. - 2019. - Vol. 9 № 9. - P. 1-8.

148

171. Baltusnikas, A. Kinetics of carbide formation during ageing of pearlitic 12Х1МФ steel / A. Baltusnikas, R. Levinskas, I. Lukosiute // Materials Science. - 2007. - Vol. 13, № 4. - P. 286292.

172. Fujita, N. Modelling simultaneous alloy carbide sequence in power plant steels / N. Fujita, H.K.D.H. Bhadeshia // ISIJ International. - 2002. - Vol. 42, № 7. - P. 760-769.

173. The evolution of complex carbide precipitates in a low alloy Cr-Mo-V steel after long-term aging treatment / Z. Liu, Ch. Liu, L. Miao [et al.] // Materials (Basel). - 2019. - Vol. 12, № 10, 1724. - P. 1-16.

174. Precipitation of multiple carbides in martensitic CrMoV steels - experimental analysis and exploration of alloying strategy through thermodynamic calculations / T. Zhou, R. Prasath Babu, Z. Hou [et al.] // Materialia. - 2020. - Vol. 9, 100630. - P. 1-16.

175. The effect of nickel contents on the microstructure evolution and toughness of 800 MPa grade low carbon bainite deposited metal / J. Liu, J. Sun, Sh.Wei, Sh. Lu // Crystals. - 2021. - Vol. 11, №6, 709 - P. 1-16.

176. Yardley, V.A. Austenite-martensite/bainite orientation relationship: Characterisation parameters and their application / V.A. Yardley, E.J. Payton // Materials Science and Technology. - 2014. - Vol. 30, № 9. - P. 1125-1130.

177. Akhavan Tabatabae, B. Influence of retained austenite on the mechanical properties of low carbon martensitic stainless steel castings / B. Akhavan Tabatabae, F. Ashrafizadeh, A.M. Hassanli. - 2011. - Vol. 51, № 3. - P. 471-475.

178. Schmauder, S. Atomistic simulations of solid solution strengthening of a-iron / S. Schmauder, Ch. Kohler // Computational Materials Science. - 2011. - Vol. 50, № 4. - P. 1238-1243.

179. Effect of martensitic morphology on mechanical properties of an as-quenched and tempered 25CrMo48V steel / Ch. Zhang, Q. Wang, J. Ren, R. Li, M. Wang, F. Zhang, K. Sun // Materials Science and Engineering A. - 2012. - Vol. 534. - P. 339-346.

180. Ma, T. Effect of heat treatments on microstructural evolution and tensile properties of 15Cr12MoVWN ferritic/martensitic steel / T. Ma, X. Hao, P. Wang // Metals (Basel). - 2020. -Vol. 10, № 9, 1271 - P. 1-17.

181. Comparative effect of Mo and Cr on microstructure and mechanical properties in NbV-microalloyed bainitic steels / A. Kostryzhev, N. Singh, L. Chen, Ch. Killmore, E. Pereloma // Metals (Basel). - 2018. - Vol. 8, № 2, 134. - P. 1-18.

182. Tensile behaviour of submicrocrystalline ferritic steel processed by large-strain deformation / A. Belyakov, K. Tsuzaki, Y. Kimura, Y. Mishima // Philosophical Magazine Letters. - 2009. -Vol. 89, № 3. - P. 201-212.

183. Simulation of polycrystal deformation with grain and grain boundary effects / H. Lim, M.G. Lee, J.H. Kim, B.L. Adams, R.H. Wagoner // International Journal of Plasticity. - 2011. - Vol. 27, № 9. - P. 1328-1354.

184. Effect of interstitial elements on Hall-Petch coefficient of ferritic iron / K. Takeda, N. Nakada, T. TSuchiyama, S. Takaki // ISIJ International. - 2008. - Vol. 48, № 8. - P. 1122-1125.

185. On the relationship microstructure/properties on yield strength of a Fe-C-Mn steel / E. Aburto-Perdomo, A. Duran-Nunez, A.L. Ramirez-Ledesma, J.A. Juarez-Islas // Journal of Physics: Conference Series. - 2021. - Vol. 1723, № 1, 012001. - P. 1-5.

186. Alloy steel - Properties and use / L. Vitos, H.L. Zhang, S. Lu [et al.]; edited by M.E. Valencia.

- Rijeka, Croatia: InTech, 2011. - 260 p.

187. Effects of carbonitrides and carbides on microstructure and properties of castable nanostructured alloys / L. Tan, T. Graening , X. Hu [et al.] // Journal of Nuclear Materials. -2020. - Vol. 540, 152376. - P.1-10.

188. Odette, G.R. On the dominant mechanism of irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels / G.R. Odette // Scripta Metallurgica. - 1983. - Vol. 17, № 10. - P. 1183-1188.

189. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials / B.Z. Margolin, V.A. Nikolayev, E.V. Yurchenko // International Journal of Pressure Vessels and Piping. - 2012. - Vol. 89. - P. 178-186.

190. Critical Stress for Cleavage Fracture in Continuously Cooled Medium Carbon V-microalloyed Steel / D. Glisic, N. Radovic, D. Drobnjak, A. Fadel // Procedia Materials Science. - 2014. -Vol. 3, № 1995. - P. 1226-1231.

191. Kawata, I. Experimental evaluation of effective surface energy for cleavage microcrack propagation across grain boundary in steels / I. Kawata, H. Nakai, S. Aihara // Acta Materialia.

- 2018. - Vol. 150. - P. 40-52.

192. Inoue, T. Ductile-to-brittle transition and brittle fracture stress of ultrafine-grained low-carbon steel / T. Inou, H. Qiu, R. Ueji, Y. Kimura // Materials (Basel). - 2021. - Vol. 14, № 7, 1634. -P. 1 -14.

193. Microstructural unit controlling cleavage crack propagation in high strength bainitic steels / S.F. Medina1, L. Rancel, M. Gomez1 [et al.] // Key Engineering Materials. - 2014. - Vol. 622623. - P. 846-853.

194. Takashima, Y. Prediction of charpy absorbed energy of steel for welded structure in ductile-to-brittle fracture transition temperature range / Y. Takashima, F. Minami // Yosetsu Gakkai Ronbunshu/Quarterly Journal of the Japan Welding Society. - 2021. - Vol. 38, № 2. - P. 103107.

195. Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels / Y.I. Shtrombakh, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2014. - Vol. 452, № 1-3. - P. 348-358.

196. Pavlina, E.J. Correlation of yield strength and tensile strength with hardness for steels / E.J. Pavlina, C.J. Van Tyne // Journal of Materials Engineering and Performance. - 2008. Vol. 17, № 6. - P. 888-893.

197. Fujita, M. An evaluation of mechanical properties with the hardness of building steel structural members for reuse by NDT / M. Fujita, K. Kuki // Metals (Basel). - 2016. - Vol. 6, № 10, 247. - P. 1-13.

198. Holloman, J.H. Time-temperatures relations in tempering steel / J.H. Holloman, J.H. Jaffe // Trans. American Inst. Mining and Met. Eng. - 1945. - Vol. 162. - P. 223-249.

199. Особенности формирования структуры в стали марки 09ХГН2МД после термоулучшения / М. В. Голубева, Г. Д. Мотовилина, Е. В. Святышева, О. В. Сыч // Сборник трудов конференции Уральской школы молодых металловедов. - 2017. - С. 138-142.

200. Марков, С.И. Металловедческие основы производства заготовок для высоконадежных элементов энергетических и трубопроводных систем: дис. ... д-р. техн. наук : 05.16.01 / Марков Сергей Иванович; ОАО НПО «ЦНИИТМАШ». - Москва, 2012. - 83 с.

201. Correlation between subgrains and coherently scattering domains / T. Ungar, G. Tichy, J. Gubicza, R. J. Hellmig // Powder Diffraction. - 2005. - Vol. 20, № 4. - P. 366-375.

202. Ungar, T. Microstructural parameters from X-ray diffraction peak broadening / T. Ungar // Scripta Materialia. - 2004. -Vol. 51, № 8 - P. 777-781.

203. Kohnert, A.A. The kinetics of static recovery by dislocation climb / A.A. Kohnert, L. Capolungo // NPJ Computational Materials. - 2022. - Vol. 8, № 1, 104. - P. 1-10.

204. Odette, G.R. Cleavage toughness master curve model / G.R. Odette, M.Y. He // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - Vol. 283-287. - P. 120-127.

205. Odette, G.R. Predictive reactor pressure vessel steel irradiation embrittlement models: Issues and opportunities / G.R. Odette, R.K. Nanstad // JOM. - 2009. - Vol. 61, № 7. - P. 17-23.

206. Radiation-Induced Phase Formation in Steels of VVER reactor pressure vessels containing ~0.3-1.3 wt % nickel / E.A. Kuleshova, A.S. Frolov, G.M. Zhuchkov // Physics of Metals and Metallography. - 2019. - Vol. 120, № 5. - P.465-470.

207. Kuleshova, E.A. Annealing as a technique for estimating the structural elements contribution to NPP materials service properties / E.A. Kuleshova, I.V. Fedotov // Physics of Metals and Metallography. - 2019. - Vol. 120, № 8. - P. 763-769.

208. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels / M. Lambrecht, E. Meslin, L. Malerba [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2010. - Vol. 406, № 1. - P. 84-89.

209. Phase formation features of reactor pressure vessel steels with various Ni and Mn content under conditions of neutron irradiation at increased temperature / E. Kuleshova, I. Fedotov, D. Maltsev [et. al] // Metals. - 2023. - Vol. 13, №4, 654. - P. 1-14.