Применение ускоренных облучений для прогнозирования изменений свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Журко, Денис Александрович

• Журко, Денис Александрович
• кандидат технических наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат технических наук Журко, Денис Александрович

СОДЕРЖАНИЕ

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 ИЗМЕНЕНИЕ СВОЙСТВ КОРПУСНЫХ МАТЕРИАЛОВ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ

1.1 Радиационное охрупчивание материалов корпуса реактора

1.2 Термическое старение материалов корпуса реактора

1.3 Влияние плотности потока на охрупчивание материалов корпуса реактора

1.4 Облучение образцов-свидетелей и образцов из исследовательских программ материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000

1.4.1 Состав типовой программы образцов-свидетелей материалов КР ВВЭР-1 ООО

1.4.2 Размещение образцов исследовательских программ в реакторе 5-го блока Нововоронежской АЭС

1.5 Описание методик испытаний образцов из материалов корпусов реакторов

1.5.1 Испытания на статическое растяжение

1.5.2 Испытания на ударный изгиб

1.5.3 Испытания на вязкость разрушения

1.5.4 Фрактографические исследования

1.5.5 Использование методики реконструкции при исследовании образцов после облучения

1.6 Прогноз радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов по результатам испытаний образцов-свидетелей

ГЛАВА 2 ПЕРЕОЦЕНКА РЕЗУЛЬТАТОВ ИСПЫТАНИЙ ОБРАЗЦОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ПРОГРАММ, ОБЛУЧЕННЫХ В РЕАКТОРЕ НВОАЭС-5

2.1 Формирование базы данных исследовательских программ по результатам, полученным до 2002 года

2.2 Переоценка набранного ФБН на образцах исследовательских программ

2.3 Переоценка результатов механических испытаний образцов исследовательских программ

2.4 Результаты испытаний образцов исследовательских программ после переоценки

ГЛАВА 3 ПОЛУЧЕНИЕ НОВЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСА РЕАКТОРА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ ИР-8

3.1 Разработка программы экспериментов по облучению конструкционных

материалов в исследовательском реакторе ИР-8

3.2 Описание реактора ИР-8

3.3 Разработка конструкции ампульных устройств и контроль условий облучения

3.2.1 Принципы конструирования ампульных устройств

3.2.2 Ампульное устройство и облучательный канал для облучения в первом ряду отражателя реактора ИР-8

3.2.3 Ампульное устройство и облучательные каналы для облучения во втором и

третьем ряду отражателя реактора ИР-8

3.2.4 Контролирование параметров облучения ампульных устройств

3.4 Результаты испытаний образцов после облучения в исследовательском реакторе ИР-8

3.4.1 Компоновка и облучение ампульного устройства РИМ-1/2

3.4.2 Компоновка и облучение ампульного устройства РИМ-2/1 и РИМ-2/2

3.4.3 Компоновка и облучение ампульного устройства РИМ-3/1

3.4.4 Результаты испытаний образцов на статическое растяжение

3.3.1 Результаты испытаний образцов на ударный изгиб

3.5 Формирование базы данных исследовательских программ

ГЛАВА 4 РАЗРАБОТКА ПРОЦЕДУРЫ ПРИМЕНЕНИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ УСКОРЕННЫХ ОБУЧЕНИЙ ДЛЯ ПРОГНОЗНОЙ ОЦЕНКИ ИЗМЕНЕНИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000

4.1 Определение коэффициента, учитывающего эффект флакса в радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости

4.1.1 Оценка эффекта флакса для основного металла

4.1.2 Оценка эффекта флакса для металла сварного шва

4.1.3 Металл сварного шва с низким содержанием никеля Cní < 1,3%

4.1.4 Металл сварного шва с высоким содержанием никеля (Cní>1,3%)

4.2 Применение результатов ускоренных обучений для оценки изменения

свойств корпусных материалов

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

ЛИТЕРАТУРА

131

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Применение ускоренных облучений для прогнозирования изменений свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы исследования

Обоснование возможности продления срока службы блоков действующих АЭС с реакторными установками (РУ) типа ВВЭР является в настоящее время одним из главных стратегических направлений работ в программе развития атомной энергетики России на ближайшие годы. Для РУ ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более.

Ключевым вопросом при длительной эксплуатации АЭС с ВВЭР является обоснование надежной и безопасной работы корпуса реактора (КР) (как несменяемого оборудования) на весь продлеваемый период. В процессе эксплуатации происходит изменение механических свойств металла корпуса, приводящее к сдвигу критической температуры хрупкости в сторону положительных температур. Это ограничивает ресурс, определяемый сроком работы корпуса, в течение которого исключается возможность его хрупкого разрушения в любом режиме, включая аварийные ситуации.

Корпуса ВВЭР второго поколения с единичной мощностью 1 ООО МВт изготовлены из легированной никелем стали марки 15Х2НМФА и ее более поздней модификации 15Х2НМФА-А, отличающейся от базовой композиции жестким ограничением по концентрации меди и фосфора. Для сварных швов корпуса была разработана сварочная проволока Св-08ХГНМТА с содержанием никеля до 1,5%, а в дальнейшем - проволока Св-10ХГНМАА с содержанием никеля до 1,9%. Именно эти материалы обеспечивали требуемую категорию прочности. Возможное отрицательное влияние никеля на радиационную стойкость материалов, известное по работам отечественных и зарубежных авторов, было решено компенсировать пониженным содержанием примесей меди и фосфора в материалах. В соответствии с требованиями нормативных документов на стадии проектирования была выполнена аттестация материала до величины флюенса быстрых нейтронов, соответствующей 40 годам эксплуатации. При аттестации металла выполнялось исследование изменения свойств материала

после воздействия эксплуатационных факторов. Для корпусов реакторов ВВЭР это, прежде всего, воздействие повышенной температуры и облучение быстрыми нейтронами. Облучение выполнялось в исследовательском реакторе с большим коэффициентом опережения по отношению к реальным скоростям набора флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности стенки корпуса реактора. Существенным недостатком при выполненном облучении образцов в исследовательском реакторе была нестабильность температуры при облучении.

Первые исследования по радиационному охрупчиванию (РО) материалов КР ВВЭР-1000, проведенные в исследовательских реакторах, дали положительный результат по их радиационной стойкости при облучении флюенсами, соответствующими проектным значениям на внутренней поверхности стенки КР к концу эксплуатации (до 40 лет).

По результатам ускоренных испытаний были установлены нормативные зависимости для расчета радиационного повреждения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при температуре облучения 290±15°С, являвшиеся верхними огибающими для полученных на тот момент массивов экспериментальных данных.

Для определения степени РО материалов каждого конкретного КР ВВЭР-1000 в них предусмотрено облучение образцов, выполненных из идентичных с облучаемыми элементами данного корпуса материалов - основного металла (ОМ) и металла сварного шва (МШ), находящихся в зоне действия максимальных нейтронных потоков напротив активной зоны. Эти образцы принято называть образцами-свидетелями (ОС) корпуса реактора.

Комплекты ОС размещаются в энергетических реакторах в специальных облучательных устройствах - контейнерных сборках. Предусматриваются промежуточные выгрузки отдельных комплектов образцов-свидетелей с целью определения состояния материалов корпуса реактора после определенного времени эксплуатации и сравнения радиационного охрупчивания металла образцов-свидетелей с оценкой, получаемой с помощью соответствующей нормативной зависимости. Такие программы контроля называют - «Программами

образцов-свидетелей». По скорости накопления флюенса быстрых нейтронов результаты исследований образцов-свидетелей являются наиболее представительными, поскольку коэффициент опережения по скорости их облучения по отношению к стенке корпуса реактора не высок и оценивается как 0,5-КЗ.

Одним из недостатков реализующихся программ облучения ОС материалов корпусов ВВЭР-1000 с расположением контейнерных сборок на выгородке реактора считался предполагаемый перегрев образцов до 20°С по сравнению с внутренней поверхностью КР. В рамках Международного Проекта ТА81С Я 2.06/96 была проведена валидация результатов измерения температуры облучения ОС при помощи плавких мониторов. По результатам выполнения Проекта было определено, что температура облучения не превышает 300°С, и программы образцов-свидетелей ВВЭР-1000 являются представительными в части температуры облучения.

Исследование материалов КР ВВЭР-1000 после облучения в каналах энергетических реакторов ВВЭР-1000 при стабильной температуре облучения 290°С, а также результаты исследования первых комплектов образцов-свидетелей материалов корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО показали ускоренный по сравнению с планируемым ход РО, особенно на материалах с повышенным содержанием никеля (более 1,5%).

На рисунке 1 представлены результаты испытаний образцов-свидетелей на ударный изгиб для МП1 программ ОС ВВЭР-1000, полученные к настоящему времени.

и

о

Сч

20

■ 40 лет

о с о° % О

; ^ се, * о о

о ЙЬ <1111111 1 1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-1-

20

40

60

80

100

Флюенс (Е>0,5 МэВ), х1022 м

-2

120

Рисунок 1 - Результаты испытаний образцов-свидетелей металла сварного шва на

ударный изгиб

Из рисунка 1 следует, что к настоящему времени область результатов, соответствующих эксплуатации корпуса реактора до 40 лет по флюенсу быстрых нейтронов, достаточно наполнена представительными результатами.

Статистическая обработка баз данных осуществляется на основе регрессионного анализа. Оптимальный выбор моделей регрессии существенно повышает надежность получаемых корреляционных соотношений в части их интерполяционных и экстраполяционных возможностей. В настоящее время во всех странах, эксплуатирующих энергетические реакторы корпусного типа, включая Россию, в качестве нормативных используются корреляционные соотношения, основанные на относительно простых эмпирических моделях. Чаще всего эти соотношения имеют вид:

ДТК =АР(С№, Смп, (1),

где: ДТК - сдвиг критической температуры хрупкости под облучением;

Ар - химический фактор; Б" - дозовый фактор.

Анализ существующей базы данных ОС КР ВВЭР-1000 позволил разработать прогнозирование зависимости изменения сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса реактора от флюенса быстрых нейтронов и времени, вошедшую в руководящие документы организации, эксплуатирующей атомные станции РФ. Считается, что данная зависимость

23 2

справедлива для флюенса быстрых нейтронов до 6,4х 10 нейтрон/м .

Что касается прогнозных значений для 60 и более лет, то очевидно, что по существующим данным полноценного прогноза на основе результатов испытания образцов-свидетелей на сегодняшний день сделать нельзя. Получение новых экспериментальных данных по исследованию ОС с высокими значениями флюенса быстрых нейтронов и большими временами выдержки не ожидается, так как соответствующие комплекты ОС уже выгружены и исследованы.

Таким образом, необходимость получения экспериментальных результатов

23 2

для области значений флюенсов быстрых нейтронов ~ 4-8x10 нейтрон/м явилось причиной постановки данной диссертационной работы. Пополнение экспериментальной базы результатов возможно выполнить за счет ускоренных облучений материалов контрольных или температурных комплектов ОС до необходимых флюенсов быстрых нейтронов. Под ускоренным облучением предполагается облучение с плотностью потока быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) 100-3 000x1014 нейтрон/м2сек.

Для некоторых корпусов реакторов ВВЭР-1000, металл которых не обеспечивает проектный ресурс, предлагается проводить восстановительный отжиг. Получение данных по повторному после отжига радиационному охрупчиванию в настоящее время возможно только используя ускоренное облучение и, следовательно, для корректной оценки результатов также необходимо учитывать возможное влияние плотности потока нейтронов и эффектов температурного старения на сдвиг критической температуры хрупкости.

Реализовывать ускоренные облучения возможно в специальных (отличных от позиций ОС) местах энергетического реактора или в исследовательском

реакторе при обеспечении регулировки и поддержания температуры в диапазоне 290±10°С. Такие облучения называют исследовательскими программами.

В последние годы на исследовательском реакторе №-8 в НИЦ «Курчатовский институт» была создана современная экспериментальная база, позволяющая выполнять облучение корпусных материалов в стабильных и заданных по температуре и флюенсу быстрых нейтронов условиях. Поэтому реактор ИР-8, являясь высокоэффективным нейтронным источником, одновременно с проведением исследований в области ядерной физики и физики твердого тела, в настоящее время обеспечивает выполнение программы по обоснованию продления эксплуатации реакторов ВВЭР-1000 в части исследования поведения конструкционных материалов при облучении до больших значений флюенса быстрых нейтронов.

Использование результатов ускоренных облучений требует специальных процедур, учитывающих влияние скорости облучения на полученный результат.

Вследствие этого, данная работа, посвященная применению ускоренных облучений для прогнозирования изменений свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО на продлеваемый период является актуальной.

Целью диссертационной работы является

Разработка процедуры получения и использования результатов испытаний ускоренно облученных образцов корпусных материалов ВВЭР-1000 для опережающего прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора.

Для выполнения поставленной цели решались следующие задачи:

1) Разработка и формирование базы данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО для исследовательских программ (ИП):

- Проведение переоценки результатов исследования образцов ИП после облучения в блоке №5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС-5), обусловленной изменением методики определения флюенса быстрых нейтронов, изменением требований ГОСТ к маятниковым копрам и введением РД по определению

значения критической температуры хрупкости по результатам испытаний на ударный изгиб.

- Получение новых данных по механическим свойствам после реализации ускоренных облучений образцов в исследовательском реакторе ИР-8.

2) Выполнение оценки влияния плотности потока быстрых нейтронов на степень радиационного охрупчивания материалов корпусов реактора ВВЭР-1000, для чего необходимо проведение статистической обработки массивов данных экспериментальных результатов программ образцов-свидетелей и исследовательских программ.

3) Разработка и проверка расчетно-экспериментальной процедуры использования результатов ускоренных облучений материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для прогноза изменения свойств материалов корпуса реактора.

Научная новизна и практическая значимость

1) Переоценена и сформирована база данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 из исследовательских программ.

2) Установлено пороговое содержание никеля в материале, при превышении которого необходим учет влияния плотности потока для результатов, полученных при ускоренных облучениях. Показано, что для основного металла и металла сварного шва с содержанием никеля менее 1,3% нет необходимости учитывать влияние плотности потока быстрых нейтронов на темп радиационного охрупчивания. Для металла сварного шва с содержанием никеля выше 1,3 % выявлено влияние плотности потока быстрых нейтронов, и для сдвига критической температуры хрупкости оно может быть учтено по формуле

д гр низкии фпакс _ 1 лг д гр высокии флакс

3) Показана необходимость учета эффектов температурного старения при использовании результатов ускоренных облучений для прогноза изменения свойств материалов корпусов реакторов.

4) Разработана расчетно-экспериментальная процедура применения результатов ускоренного облучения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для прогнозной оценки изменения их свойств.

Основные положения, выносимые на защиту

1) База данных результатов радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 после ускоренного облучения в НВАЭС-5 (переоценка результатов) и в ИР-8 (получение новых данных).

2) Оценка влияния плотности потока быстрых нейтронов на степень радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 на базе результатов исследования ОС и ИП.

3) Расчетно-экспериментальная процедура применения результатов ускоренного облучения материалов КР ВВЭР-1000 для прогнозной оценки изменений характеристик материалов КР ВВЭР-1000 с учетом механизмов деградации материала при воздействии повышенной температуры и нейтронного облучения.

Публикации

Основные результаты диссертации опубликованы в 6 статьях и докладах, среди которых 5 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК, а также в 6 отчетах в рамках договорных работ. Материалы докладывались и обсуждались на 5 международных и всероссийских конференциях.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Журко, Денис Александрович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1 Проведена переоценка экспериментальных результатов исследовательских программ по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, полученных до 2002 года, после облучения в блоке №5 Нововоронежской АЭС, обусловленная изменением методики определения флюенса быстрых нейтронов, изменением требований ГОСТ к маятниковым копрам, а также введением РД по определению значения критической температуры хрупкости по результатам испытаний на ударный изгиб.

2 Получены дополнительные результаты по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 после ускоренных облучений в исследовательском реакторе ИР-8.

3 Показана некорректность прямого использования результатов ускоренного облучения для прогнозировании состояния материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

4 Разработана расчетно-экспериментальная процедура применения результатов ускоренного облучения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для прогнозной оценки изменения их свойств. При прогнозировании изменения свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам ускоренного облучения необходимо учитывать:

- эффект флакса в радиационной составляющей сдвига критической температуры хрупкости (АТР);

- вклад эффектов температурного старения.

5 Выполнена оценка влияния плотности потока быстрых нейтронов на степень радиационного охрупчивания материалов корпусов реактора ВВЭР-1000, для чего была проведена статистическая обработка массивов данных по образцам-свидетелям и образцам из исследовательских программ.

6 Не выявлено влияние плотности потока быстрых нейтронов на темп радиационного охрупчивания для основного металла и металла сварного шва с содержанием никеля менее 1,3 %. Для металла сварного шва с содержанием никеля выше 1,3 % выявлено влияние плотности потока быстрых нейтронов; для сдвига критической температуры хрупкости оно может быть учтено по формуле д у низкий флакс 1 25 Д ^высоки^ флакс

7 Продемонстрировано, что учет влияния температурного старения может быть реализован как добавкой величины, соответствующей прогнозируемому времени по имеющейся расчетной зависимости изменения сдвига критической температуры хрупкости вследствие температурного старения, так и ускоренным облучением образцов температурных комплектов образцов-свидетелей, выдержанных при рабочей температуре значительное время (Ч> 100000 часов) без облучения.

8 Реализован проверочный эксперимент по прогнозированию состояния материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 по ускоренному облучению в соответствии с двумя предложенными способами. Показано, что облучение материала после длительной температурной выдержки материала, соответствующего конкретному корпусу реактора, дает более корректную оценку для прогноза изменения свойств данного корпуса реактора.

9 Разработанная расчетно-экспериментальная процедура может быть использована при обосновании продления сроков эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000, в том числе, и после восстановительного отжига.

10 Несмотря на хорошие прогнозные качества предлагаемой процедуры, она основана на теоретических допущениях и содержит расчетные поправки, определённые статистическими методами. Следовательно, прогнозные оценки изменения свойств материалов корпусов реакторов действующих ВВЭР-1000, полученные с помощью этой процедуры, со временем должны быть подтверждены результатами исследований образцов-свидетелей с большими временами облучения при рабочей температуре корпуса реактора.

131

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Журко, Денис Александрович, 2013 год

ЛИТЕРАТУРА

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

2 Terentyev D., Lagerstedt C., Olsson P. 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. - P. 65-77.

3 Russell K.C., Brown L.M. Dispersion strengthening in iron-copper system // Acta Metal. - 1972. - V.20. - P. 969-974.

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

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

6 Hawthorne J. R. Signiticance of Nuckel and Copper Cotent to Radiation Sensitivity and Postirradiation Heat Treatment Recovery of Reactor Vessel Steels // Effect of Radiation on Materials: Eleventh Conference. ASTM STP 782. - 1982. - P. 375-391.

7 Brillianc C., Hedin F. Evalution Du Comportement sous irradiation Desaciers De Cuve // International Seminar - Keln, FRG - 10-14 September, 1990.

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

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

10 Николаева А.В., Николаев Ю. А., КеворкянЮ.Р. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. - 2001. - Т. 90.-Вып. 5.-С. 359-366

11 Nikolaev Yu. «Radiation Embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV steels» // Journal of ASTM International, Vol 4 #8, paper ID JAI 100695 (2007).

12 Дуб A.B., Юханов В.А. Оценка срока службы действующих реакторных установок ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. - 2009. - №12. - ISSN 01311336.

13 Горицкий В.М., Шнейдеров Г.Р., Шур А.Д., Юханов В.А. Структурный механизм развития тепловой хрупкости в сталях со структурой бейнита отпуска // Металловедение и термическая обработка металлов. - 1992. - №1.

14 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.

15 Сандомирский M.M., Саву ков В.П. Влияние термической обработки на критическую температуру хрупкости и устойчивость против разупрочнения при отпуске Cr-Ni-Mo и Mn-Ni-Mo сталей // Труды ЦНИИТМАШ. - 1988. - № 177.

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

17 Чернобаева А.А., Николаев Ю.А., Скундин М.А., Журко Д.А., Красиков Е.А., Медведев К.И., Костромин В.Н., Дробков Г.В., Рязанов С.В. «Анализ причин разброса данных температурных образцов-свидетелей основного металла ВВЭР-1000» // Атомная энергия. - 2012. - том 113. - Вып.6. - С.337-344.

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

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

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

21 Dochi K., Soneda N., Onchi Т., Ishino S., Odette G., Lucas G. 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.

22 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.

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

24 ГОСТ 1497-84 «Металлы. Методы испытаний на растяжение».

25 ГОСТ 9651-84 «Металлы. Методы испытаний на растяжение при повышенных температурах».

26 ГОСТ 9454-78 «Металлы. Метод испытания на ударный изгиб при пониженных, комнатной и повышенных температурах».

27 ГОСТ 6996-66 «Сварные соединения. Методы определения механических свойств».

28 РД ЭО 0598-2004 «Методика определения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов».

29 ГОСТ 25.506-85. «Расчеты и испытания на прочность. Методы механических испытаний металлов. Определение характеристик трегциностойкости (вязкости разрушения) при статическом нагружении».

30 РД ЭО 0350-02 «Методика прогнозирования температурной зависимости вязкости разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000».

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

32 Анализ поверхности методами Оже- и рентгеновской фотоэлектронной спектроскопии/ Под ред. Д. Бриггса и М.П. Сиха. М.: Мир, 1987. - 598 с.

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

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

35 TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/E/TR/08 3 003-01 «Разработка процедуры уточнения нейтронных доз на образцах-свидетелях КР (ВВЭР 1000 & ВВЭР 440/213) Часть 1: ВВЭР 1000», 2008.

36 TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/R/TR/08 12 006-01 «Переоценка базы данных образцов-свидетелей реакторов (ВВЭР 1000 & ВВЭР 440/213) Часть 1: ВВЭР-1000», 2008.

37 TAREG2.01-03/SC-076-908/RRCKI/R/TR/09 10 001-01 «Отчет по реконструкции и испытанию образцов из материалов корпусов ВВЭР-1000. Российские АЭС», 2009.

38 TAREG2.01-03/SC-076-908/RRCKI/RyTR/10 01 001-02 «Отчет по реконструкции и испытанию образцов из материалов корпусов ВВЭР-1000. Украинские АЭС», 2010.

39 «Положение по контролю механических свойств металла эксплуатирующихся корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 по результатам испытаний образцов-свидетелей» 1.3.2.01.0061-2009.

40 TAREG2.01-00/SC-31.0260/DIA/R/TR/10 06 001-01 «Процедуры для оценки прочности материалов корпусов реакторов после облучения (ВВЭР 1000 & ВВЭР 440/213) Часть 1. ВВЭР 1000», 2010.

41 Margolin В., Nikolaev V., Yurchenko E., Nikolaev Yu., Erak D., Nikolaeva A. Analysis of embrittlement of WWER 1000 RPV materials // Int. J. Pres. Ves. and Piping. - 2012. - V.89. - P. 178-186.

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

43 Erak D.Yu., Kryukov A.M., Amaev A.D. Recovery of mechanical properties of irradiated WWER-1000 pressure vessel materials // Irradiation Embrittlement and Mitigation. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting, Madrid, Spain, 1999, pp. 106 - 117.

44 Технически отчет «Расчет флюенса нейтронов на образцах корпусной стали, облученных в реакторе ВВЭР-1000», SRR 295/GD/12/01, РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 2000.

45 Zaritsky S.M., Borodin A.V., Brodkin Е.В., Vikhrov V.I., Egorov A.L., Kochkin V.N., Erak D.Yu, Ait Abderrahim H., van der Meer K., Gerard R. Dosimetry of the

Experimental Surveillance Assemblies of WWER-1000 Balakovo Unit // Proceedings

th • of the 11 International Symposium on Reactor Dosimetry "Reactor Dosimetry in the

21st Century", Brussels, August 18-23, 2002. P.258-265.

46 Промежуточный технический отчет по задаче 3 «Корректировка оценки флюенса на облученных образцах с использованием трехмерного расчета и ниобиевой дозиметрии», проект МНТЦ №3420, 2009.

47 Технический отчет по задаче 3 «Создание и анализ базы данных материалов корпусов ВВЭР-1000 с содержанием никеля от 1.21 до 2.5%, облученных до

лл л

флюенса 1x10 см" в рамках исследовательских программ», проект МНТЦ №3420, 2010.

48 Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В. и др. Создание реактора ИР-8 в ИАЭ имени И.В.Курчатова // Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах - членах СЭВ. М., 1984.

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

50 Марголин Б. 3., Николаев В. А., Юрченко Е. В., Николаев Ю. А., Ерак Д. Ю., Николаева А. В. Анализ охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации // Вопросы материаловедения. - 2009. - Т.4. -Вып.60. - С.108-123.

51 Margolin B.Z., Nikolayev V.A., Yurchenko E.V., Nikolayev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolayeva A.V. Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. of Pressure Vessels and Piping. - 2012. - V.89. - P. 178-186.

52 Магнус Я.Р., Катышев П.К., Пересецкий A.A. Эконометрика. Начальный курс. М.: Изд. «ДЕЛО», 2004. - С.576.

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

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

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

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

57 Gurovich В.A., Kuleshova Е.А., Shtrombakh Ya.I., Erak D.Yu., Chernobaeva A.A., Zabusov O.O. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. of Nucl.Materials.. - 2009. - V.389. - P.490-496.

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

59 Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова E.A., Ерак Д.Ю., Федотова C.B., Журко Д.А., Забусов О.О., Николаев Ю.А. Экспериментальная оценка эффективности восстановительного отжига корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия,. - 2010. - Т. 109. - В.4. - С.205-212.

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

61 Салтыков М.А., Забусов О.О., Гурович Б.А., Артамонов М.А., Дементьев А.П., Кулешова Е.А., Федотова C.B., Журко Д.А. Особенности микроструктуры поверхности разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники, Серия «Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах» . - 2013. - №2. - С.75-81.

62 Забусов О.О., Салтыков М.А., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова C.B., Журко Д.А. Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники, Серия «Физика радиационных повреждений и явлений в твердых телах» . - 2013. - №2. -С.82-89.

63 Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А., Федотова C.B., Фролов A.C., Забусов О.О., Салтыков М.А. 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.

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