Прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения и ВВЭР-1000 для обоснования продления срока службы до 60 лет тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Папина Валентина Борисовна

• Папина Валентина Борисовна
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Папина Валентина Борисовна

ВВЕДЕНИЕ

1 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов. Литературный обзор

1.1. Прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения

1.1.1. Краткая история эксплуатации КР ВВЭР-440 1-поколения. Способы получения экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию облучаемого металла сварного шва №4 КР ВВЭР-440 1-поколения

1.1.2. Результаты исследований: механизмы и кинетика охрупчивания облучаемого металла сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения

1.1.3. Аналитическая зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-440 1 -поколения при повторном после отжига облучении

1.1.4. Наличие экспериментальных значений свойств на конец продлеваемого периода при

облучении после 2-го с начала эксплуатации восстановительного отжига

Промежуточные выводы к разделу

1.2. Прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-1000

1.2.1. Краткая история эксплуатации КР ВВЭР-1000. Способы получения экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию облучаемого металла сварного шва (№3 и №4) КР ВВЭР-1000

1.2.2. Результаты исследований: механизмы деградации структуры и кинетика охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-1000 при эксплуатации

1.2.3. Аналитическая зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-1000

1.2.4. Наличие прогнозных значений

Промежуточные выводы к разделу

2 Материалы и методы исследования

2.1. Методология проведения работ

2.1.1. Методология выполнения работы для металла сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения

2.1.2. Методология выполнения работы для металла сварных швов КР ВВЭР-1000

2.1. Материалы, использованные в работе

2.1.1. Металл сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения

2.2.2. Металл сварных швов КР ВВЭР-1000

2.2. Методы исследования

2.2.1. Проведение отжига

2.2.2. Ускоренное облучение в ИР-8

2.3. Описание методик механических испытаний образцов металла сварного шва корпусов реакторов

2.4. Описание методик исследований тонкой структуры образцов металла сварного шва корпусов реакторов

3 Эффективность повторного восстановительного отжига облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения

4 Зависимость радиационного охрупчивания после повторного восстановительного отжига металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения и проверка её консервативности до флюенса, соответствующего 60 годам эксплуатации

5 Разработка зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000, основанной на модельном представлении общего сдвига критической температуры хрупкости как суммы вкладов деградации свойств по упрочняющему и неупрочняющему механизмам

5.1. Анализ существующей на момент начала работ базы данных испытаний образцов-свидетелей и образцов после ускоренного облучения

5.1.1. Анализ экспериментальных данных, полученных с использованием температурных комплектов образцов-свидетелей металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000

5.1.2. Влияние температуры и облучения на кинетику накопления зернограничной сегрегации фосфора. Поиск и выбор зависимости вклада радиационно и температурно индуцированной стимулированной сегрегации на радиационное охрупчивание при длительном облучении

5.1.3. Анализ влияющих параметров на радиационное охрупчивание после ускоренного облучения. Выбор функциональной зависимости для описания упрочняющей составляющей радиационного охрупчивания при ускоренном облучении

5.1.4. Анализ влияющих параметров на радиационное охрупчивание при длительном облучении. Выбор функциональной зависимости для описания упрочняющей составляющей радиационного охрупчивания

5.2. Проверка корректности использования модельного представления об аддитивном вкладе изменения свойств по упрочняющему и неупрочняющему механизмам в радиационное охрупчивание при длительном облучении

5.2.1. Оценка вклада неупрочняющего механизма при ускоренном облучении металла сварных швов КР ВВЭР-1000 до значения флюенса быстрых нейтронов ~ 75*1023 нейтрон/м2

5.2.2. Проверка влияния исходного уровня когезивной прочности границы зерен на изменение критической температуры хрупкости в результате ускоренного облучения металла сварного шва со временем предварительной температурной выдержки 0-200000 часов

6 Процедура учета эффекта флакса при использовании ускоренного облучения металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 для получения значений критической температуры хрупкости, соответствующих 60 годам эксплуатации

7 Проверка консервативности разработанной для металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 зависимости радиационного охрупчивания в диапазоне значений флюенса быстрых

нейтронов, соответствующих ~ 80 годам эксплуатации

ВЫВОДЫ

Список литературы

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы исследования

Увеличение ресурса корпуса реактора является важнейшей технологической и экономической задачей, так как это определяет продолжительность эксплуатации всей реакторной установки и, соответственно, экономическую эффективность отрасли.

В России есть опыт продления ресурса реакторных установок ВВЭР-440 1-поколения с 30 до 45 лет. Одной из главных составляющих возможности продления ресурса стали разработка и проведение восстановительного отжига. Для научного обоснования безопасности продления ресурса с учетом проведенного восстановительного отжига выполнен большой объем работ.

В последние годы Концерном «Росэнергоатом» была поставлена задача по повторному продлению срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440 1-поколения (энергоблоков №1 и 2 Кольской АЭС и энергоблока №4 Нововоронежской АЭС) до 60 лет, которое возможно с проведением повторного восстановительного отжига.

Другой не менее важной задачей, стоящей перед Концерном «Росэнергоатом» и организациями, которые работают в области обеспечения безопасной эксплуатации корпусов реакторов типа ВВЭР, является продление до 60 лет эксплуатации энергоблоков с реакторными установками ВВЭР-1000 (Балаковской АЭС - 2, 3 и 4 и Калининской АЭС - 1, 2).

Важной составляющей обоснования срока безопасной эксплуатации корпуса реактора является прогнозирование изменения свойств металла его элементов вследствие воздействия эксплуатационных факторов. Элементом, который лимитирует срок эксплуатации корпуса реактора с точки зрения склонности к хрупкому разрушению, как правило, является облучаемый сварной шов.

Поэтому прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения и ВВЭР-1000 является актуальной задачей для обоснования продления срока их службы до 60 лет.

Цели диссертационной работы

1. Выполнение прогнозирования радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения после повторного восстановительного отжига для обоснования возможности их эксплуатации до 60 лет.

2. Выполнение прогнозирования радиационного охрупчивания металла облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации до 60 лет (без проведения восстановительного отжига).

Качественное и надежное прогнозирование радиационного охрупчивания включает в себя несколько составляющих:

• разработку аналитической зависимости радиационного охрупчивания с использованием массива представительных экспериментальных данных и учитывающей современные представления о механизмах деградации, реализующихся в материалах корпусов реакторов в процессе эксплуатации.

• реализацию экспериментов с использованием опережающего облучения, направленных на получение экспериментальных значений параметров, характеризующих склонность к хрупкому разрушению материалов корпусов для значений флюенса, которые перекрывают максимальные значения флюенса на корпусе реактора при эксплуатации до 60 лет.

• проверку консервативности аналитической зависимости по отношению к полученным с использованием опережающего облучения экспериментальным значениям с учетом возможного эффекта флакса (более высокой плотности потока быстрых нейтронов по сравнению с внутренней стенкой корпуса реактора).

Для достижения цели №1 с учетом выполненных ранее работ и накопленной информацией о кинетике и механизмах деградации свойств под воздействием эксплуатационных факторов были поставлены следующие задачи:

• Получить значение критической температуры хрупкости после повторного восстановительного отжига для металла сварного шва каждого продлеваемого корпуса реактора ВВЭР 440 1-поколения.

• Выполнить обоснование эффективности повторного восстановительного отжига металла облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения с точки зрения эффективности снижения характеристик сопротивления хрупкому разрушению в результате отжига на основании представительных экспериментальных данных.

• Выполнить обоснование корректности использования зависимости радиационного охрупчивания, разработанной для эксплуатации после 1 -го отжига, для прогнозирования радиационного охрупчивания после повторного восстановительного

отжига с точки зрения изменения свойств и механизмов деградации металла сварного шва корпусов реакторов ВВЭР-440 1-поколения.

• На основании полученных в настоящей работе представительных экспериментальных данных подтвердить консервативность зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-поколения при облучении после повторного отжига до 60 лет эксплуатации.

Для достижения цели №2 с учетом выполненных ранее работ и накопленной информации о кинетике и механизмах деградации свойств металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под воздействием эксплуатационных факторов были поставлены следующие задачи:

• Разработать новую зависимость радиационного охрупчивания, учитывающую механизмы и кинетику деградации свойств металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

• На основании полученных в настоящей работе представительных экспериментальных данных подтвердить консервативность разработанной зависимости при прогнозировании изменения свойств металла облучаемых сварных швов КР до 60 лет эксплуатации.

Для решения каждой из вышеупомянутых задач разработана методология получения представительных экспериментальных данных.

Научная новизна работы

• Впервые выполнено обоснование корректности и консервативности зависимости повторного после отжига радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения для прогнозирования их радиационного охрупчивания при облучении после 2-го восстановительного отжига.

• Впервые обоснована эффективность проведения повторного восстановительного отжига для металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения на основании экспериментальных значений критической температуры хрупкости, полученных в состояниях до и после проведенного повторного восстановительного отжига.

• Впервые разработана зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000, основанная на модельном представлении

сдвига критической температуры хрупкости как суммы вкладов деградации свойств по упрочняющему и неупрочняющему механизмам.

• Впервые выполнено обоснование корректности использования модельного представления об аддитивности вкладов упрочняющего и неупрочняющего механизмов в радиационное охрупчивание металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 до флюенса быстрых нейтронов ~ 75*1022 нейтрон/м2.

• Впервые выполнена количественная оценка вклада неупрочняющего механизма в изменение свойств металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении с плотностью потока быстрых нейтронов ф ~(5-17)х1016 м-2с-1 до значения флюенса быстрых нейтронов ~ 75*1022 нейтрон/м2.

• Впервые, на основании разработанной в настоящей диссертации зависимости радиационного охрупчивания, предложена процедура учета эффекта флакса для корректной оценки изменения критической температуры хрупкости металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с использованием ускоренного облучения в исследовательском реакторе.

• Впервые выполнено обоснование консервативности разработанной зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-1000 до значений флюенсов быстрых нейтронов, соответствующих 60 годам эксплуатации, с использованием полученных в работе экспериментальных значений изменения критической температуры хрупкости под облучением с учетом эффекта флакса по разработанной процедуре.

Практическая значимость работы

На основании и/или с учетом результатов, полученных в настоящей работе:

• Обосновано продление до 60 лет эксплуатации корпусов реакторов энергоблоков №4 Нововоронежской АЭС, №1 и №2 Кольской АЭС.

• Разработана и выпущена методика 1.2. МТ 1.2.1.15.1135-2016 «Определение радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 (В-179, В-230) после восстановительного отжига при продлении срока эксплуатации до 60 лет. Методика» (далее - МТ 1.2.1.15.1135- 2016). Утверждена Концерном «Росэнергоатом». Методика использована при расчетном обосновании продления ресурса КР энергоблоков №4 Нововоронежской АЭС, №1 и №2 Кольской АЭС. Аналитическая зависимость по

прогнозированию радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-440 1 поколения после 2-го отжига вошла в ГОСТ Р 59115.14-2021 «Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчёт на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора».

• Выполнено обоснование возможности продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-1000 до 60 лет.

• Результаты, полученные в работе, используются при разработке индивидуальных программ контроля свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при продлении срока службы до 60 лет и более.

Основные положения, выносимые на защиту

• Обоснование эффективности повторного восстановительного отжига металла облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения.

• Обоснование корректности и консервативности зависимости повторного после отжига радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения для прогнозирования их радиационного охрупчивания при облучении после 2-го восстановительного отжига.

• Зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000, основанная на модельном представлении об аддитивности вкладов деградации свойств по упрочняющему и неупрочняющему механизмам в сдвиг критической температуры хрупкости в процессе эксплуатации.

• Обоснование корректности использования модельного представления об аддитивности вкладов упрочняющего и неупрочняющего механизмов в радиационное охрупчивание металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 до значений флюенса быстрых нейтронов (Е > 0,5 МэВ) Б ~ 75*1022 нейтрон/м2.

• Количественная оценка вклада неупрочняющего механизма в радиационное охрупчивание металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при ускоренном облучении.

• Процедура учета эффекта флакса для корректной оценки изменения критической температуры хрупкости металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-

1000 при облучении в условиях штатной эксплуатации на основании результатов ускоренного облучения.

• Обоснование консервативности разработанной зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 до значений флюенсов быстрых нейтронов, соответствующих 60 годам эксплуатации.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное и активное участие:

• в постановке, планировании, организации, сопровождении получения экспериментальных данных (в том числе организацию ускоренных облучений) и в последующем их анализе.

• в разработке и внедрении прогнозной зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-поколения после восстановительных отжигов.

• в научном сопровождении реализации отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 1-поколения на площадках АЭС (№4 Нововоронежской АЭС, №1 и №2 Кольской АЭС.).

Автор выполнил:

• анализ полученных результатов с целью обоснования эффективности 2-х отжигов и обоснования консервативности зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения после 2 отжига.

• анализ данных и разработку зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000, а также проверку её консервативности до значений флюенса быстрых нейтронов, соответствующих 60 годам эксплуатации.

• разработку процедуры учета эффекта флакса для значений Тк при интерпретации результатов ускоренных облучений с применением разработанной зависимости.

Степень достоверности результатов

Достоверность научных положений, результатов и выводов, представленных в настоящей диссертационной работе, обоснована согласованностью полученных результатов с современными теоретическими представлениями, использованием

стандартизованных методик испытания, результатами механических испытаний и структурных исследований металлов сварных швов КР, а также отсутствия противоречий с опубликованными данными. Некоторые результаты работы вошли в ГОСТ Р 59115.142021 «Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчёт на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора».

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения и ВВЭР-1000 для обоснования продления срока службы до 60 лет»

Апробация работы

Основные результаты и положения диссертационной работы были доложены и обсуждены на профильных российских и международных конференциях, семинарах и школах, включая следующие:

1 Школа-Конференция по проблеме «Материалы перспективных реакторных установок: разработка и применение» в цикле регулярных научных конференций МОМ «Проблемы создания новых материалов», НИЯУ «МИФИ» (Звенигород, 2012).

2 IAEA Technical Meeting on Degradation Of Primary System Components Of Water Cooled Nuclear Power Plants: Current Issues And Future Challenges (Vienna, 2013).

3 VII-я Евразийская научно-практическая конференция "Прочность неоднородных структур ПРОСТ-2014", (Москва, 2014).

4 Международная школа-конференция для молодых ученых и специалистов «Материалы для экстремальных условий эксплуатации: разработка, получение и применение» (Москва, 2014).

5 Тринадцатая международная конференция «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» (Санкт-Петербург, 2014).

6 Training Workshop on the Assessment of Degradation Mechanisms of Primary Components in Water Cooled Nuclear Reactors: Current Issues and Future Challenges (Madrid, 2014).

7 International Conference, IGRDM-18 (Сеагайя, 2014).

8 International conference «Structural integrity and life of NPP equipment» (Kyiv, 2012).

9 Международная конференция "Вклад исследований материалов и опыта эксплуатации легководных реакторов в «Безопасность, Эффективность и Надежность» (Авиньон, 2014).

10 Международная конференция "Вклад исследований материалов и опыта эксплуатации легководных реакторов в «Безопасность, Эффективность и Надежность», (Авиньон, 2014).

11 9-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2015).

12 Десятая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2016), (Москва, 2016).

13 10-я конференция МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2017).

14 International Conference FONTEVRAUD 9, Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability Re-Embrittlement of VVER-440 Reactor Pressure Vessel Materials (Avignon, 2018).

15 9-ая международная конференция «Структура материалов и микромеханика разрушения» (СММР9), (Брно, 2019).

Публикации

Результаты диссертации опубликованы в 6 статьях и докладах, из них 6 публикаций

в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК, 1 в

ведущем международном рецензируемом журнале Journal of Nuclear Materials и 17 в

материалах и тезисах конференций.

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ:

1. Gurovich B.A., Chernobaeva A.A., Erak D.Yu., Kuleshova E.A., Zhurko D.A., Papina V.B., Skundin M.A., Maltsev D.A. Chemical composition effect on VVER-1000 RPV weld metal thermal aging // Journal of Nuclear Materials.- 2015, Vol.465, p. 540-549.

2. Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Журко Д.А. Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при продлении ресурса до 60 лет и более // Принята к публикации в журнале «Вопросы материаловедения».- планируется к выходу в 2023 г.

3. Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А., Медведев К.И., Журко Д.А.. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440 после отжига // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов.- 2017, вып. 2, с. 67-78.

4. Kryukov A. M., Chernobaeva A. A., Erak D. Yu., Rogozhkin S. V., Nikitin A. A., Lebedinskya V. I., Papina V. B., Zhurko D. A.. Analysis of Mechanical Properties and

Nanostructure Changes of VVER-440 Reactor Pressure Vessel Metal after Annealing // Physics of Atomic Nuclei.- 2021, Vol. 84, № 10, p. 1676-1690.

5. Чернобаева А.А., Ерак Д.Ю., Тарасова А.П., Папина В.Б.. Влияние некоторых металлургических факторов на ресурс металла сварных соединений корпусов реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов.-2021, вып.3, c.53-65.

6. Chernobaeva A.A., Erak D.Yu., Tarasova A.P., Papina V. B. Influence of Certain Metallurgical Factors on the Lifetime of Weld Joints of Metal of VVER-1000 and VVER-1200 Reactor Vessels // Physics of Atomic Nuclei.-2022, Vol. 85, p. 1323-1334.

Материалы конференций:

1 Чернобаева А.А., Папина В.Б., Скундин М.А., Ерак Д.Ю. Разработка способа контроля характеристик основного металла корпусов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям для минимизации вклада разброса свойств в исходном состоянии // материалы к Школе-Конференции по проблеме «Материалы перспективных реакторных установок: разработка и применение» в цикле регулярных научных конференций МОМ «Проблемы создания новых материалов»-2012.

2 Erak D., Gurovich B., Kuleshova E., Papina V., Rogozhkin S., Zhurko D. Re-Embrittlement of WWER-440 Reactor Pressure Vessel Weld Material // in Collection of abstracts of the IAEA Technical Meeting on "Degradation Of Primary System Components Of Water Cooled Nuclear Power Plants: Current Issues And Future Challenges"-2013.

3 Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Папина В.Б. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ректоров ВВЭР-1000 // материалы VII-й Евразийской научно-практической конференции "Прочность неоднородных структур ПРОСТ-2014"-2014.

4 Папина В.Б., Ерак Д.Ю., Чернобаева А.А, Журко Д.А. Совершенствование моделей радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 // материалы Международной школы-конференции для молодых ученых и специалистов «Материалы для экстремальных условий эксплуатации: разработка, получение и применение»-2014.

5 Гурович Б.А., Чернобаева А.А., Кулешова Е.А., Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Скундин М.А., Журко Д.А., Мальцев Д.А. Прогноз изменения свойств материалов корпусов

ВВЭР-1000 при длительном воздействии температур эксплуатации // материалы Тринадцатой международной конференции «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС»-2014.

6 Chernobaeva A.A., Erak D.Yu., Papina V.B. Thermal aging effects of VVER-1000 RPV weld metal // in Collection of presentation of the IAEA Training Workshop on the Assessment of Degradation Mechanisms of Primary Components in Water Cooled Nuclear Reactors: Current Issues and Future Challenges- 2014.

7 Чернобаева A.A., Гурович БА., Ерак Д.Ю., Кулешова E.A.,. Забусов O.O, Журко Д.A., Папина В.Б., Мальцев ДА., Скундин M.A., Федотова С.В. Влияние химического состава на температурное старение сварных швов ВВЭР-1000 // in Collection of abstracts of the IGRDM-18- 2014.

8 Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кулешова Е.А., Чернобаева А.А., Папина В.Б., Забусов О.О., Ходан А.Н., Скундин М.А. Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов ректоров ВВЭР-1000 при продлении срока службы // Материалы конференции МНТК 2015-2015.

9 D.Yu. Erak, D.A. Zhurko, V.B. Papina. Interpretation of accelerated irradiation results of VVER-1000 reactor pressure vessel materials // in Collection of abstracts of the International conference «Structural integrity and life of NPP equipment»-2012.

10 Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Журко Д.А. Сравнительный анализ результатов исследования радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, облученных с различной плотностью потока нейтронов // материалы Международной конференции "Вклад исследований материалов и опыта эксплуатации легководных реакторов в «Безопасность, Эффективность и Надежность», 2014.

11 Чернобаева А.А., Кулешова Е.А., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Забусов О.О., Мальцев Д.А., Журко Д.А., Папина В.Б., Скундин М.А. Эффекты температурного старения в материалах сварных швов корпусов реакторов ввэр-1000 при температуре эксплуатции // материалы Международной конференции "Вклад исследований материалов и опыта эксплуатации легководных реакторов в «Безопасность, Эффективность и Надежность»-2014.

12 Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кулешова Е.А., Чернобаева А.А., Папина В.Б., Забусов О.О., Ходан А.Н., Скундин М.А. Прогнозирование радиационного

охрупчивания материалов корпусов ректоров ВВЭР-1000 при продлении срока службы // материалы 9-й Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»-2015.

13 Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А., Медведев К.И., Кулешова Е.А., Журко Д.А., Забусов О.О. Разработка методики для повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 // материалы Десятой Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2016)-2016.

14 Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А. и др. «Разработка и обоснование методики для повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440» // материалы к 10-й конференции МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»-2017.

15 Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кулешова Е.А., Папина В.Б., Чернобаева А.А. Совершенствование прогнозной зависимости радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов ректоров ВВЭР-1000 // материалы к 10-й конференции МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»-2017.

16 Erak D.Yu., Papina V.B., Chemobaeva A.A., Medvedev K.I., Zhurko D.A. Re-Embrittlement of VVER-440 Reactor Pressure Vessel Materials // in Collection of abstracts of the "Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability" - 2018.

17 Ерак Дмитрий, Журко Денис, Кулешова Евгения, Папина Валентина, Чернобаева Анна, Штромбах Ярослав. Прогнозирование радиационного охрупчивания сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 // материалы к 9-ой международной конференции «Структура материалов и микромеханика разрушения» (СММР9)-2019.

Благодарности

Автор выражает благодарность:

• всему коллективу ОРМиТ за помощь, профессионализм и компетентность при решении сложных многофакторных задач;

• своему научному руководителю - Д.т.н. Ераку Д.Ю. за поддержку и мудрое руководство на всех этапах работы;

• Д.т.н. Чернобаевой А.А. за ценные советы, обсуждения и консультации;

• Д.т.н. Кулешовой Е.А. за организацию получения результатов исследования тонкой структуры;

• К.т.н. Журко Д.А. за организацию получения данных механических испытаний и оказанную поддержку в планировании и сопровождении работ;

• К.т.н. Кочкину В.Н. и Насонову В.А. за организацию получения данных по значениям флюенса быстрых нейтронов;

• Моей семье за терпение, любовь и поддержку.

1 Прогнозирование радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов. Литературный обзор

Для обоснования целостности корпусов реакторов (КР) в процессе эксплуатации в мире принята следующая практика:

а) Определение допустимого уровня свойств

Для выбранного постулируемого дефекта в КР, с учетом местоположения и ориентации, выбираются наиболее опасные с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению аварийные режимы. Для выполнения условий прочности при реализации описанных выше аварийных режимов для металла элементов корпуса устанавливаются допускаемые расчетные значения характеристик сопротивления хрупкому разрушению, соответствие которым обеспечит сохранение целостности корпуса реактора при любой проектной аварии и, при штатных режимах эксплуатации.

Для КР типа ВВЭР рассматриваются аварийные режимы, в результате которых возникает термошок под давлением: потеря теплоносителя и последующий залив холодной воды в горячий корпус реактора, находящийся при температуре эксплуатации (~270-320°С в зависимости от проекта), приводит к градиенту температур по толщине стенки КР, и, как следствие, к градиенту напряжений (рисунок 1.1) [1, 2].

Рисунок 1.1 - Схема распределения температуры и напряжения по толщине стенки корпуса реактора в момент залива холодной водой горячего корпуса. Полуовалом обозначен расчетный (постулируемый) дефект

Свойства материалов КР до начала эксплуатации с запасом удовлетворяют допускаемым значениям характеристик сопротивления хрупкому разрушению. Однако в процессе работы реакторной установки в результате воздействия эксплуатационных факторов (повышенной температуры и потока быстрых нейтронов из активной зоны) свойства материалов КР деградируют. Для безопасной эксплуатации КР необходимо понимать, каковы значения свойств материалов КР в текущий момент времени, и какими эти свойства будут в любой момент времени в будущем вплоть до конца назначенного срока эксплуатации.

Наиболее корректной характеристикой охрупчивания материала является критический коэффициент интенсивности напряжений при плоской деформации Кю, поскольку он является константой материала, и не зависит от конфигурации и размеров изделия. Эта характеристика определяется при испытаниях на вязкость разрушения. На основании температурной зависимости коэффициента интенсивности напряжений определяется значение Т100. При изменении свойств металла КР под воздействием

эксплуатационных факторов определяется и прогнозируется значение ЛТ100. В настоящее время в силу ряда технологических причин самая большая база экспериментальных данных накоплена для значений критической температуры хрупкости Тк, определяемых испытаниями на ударный изгиб. В России, как и в международной практике, был принят инженерный подход, в котором принималось, что для одного и того же состояния изменение характеристик Т100 не выше, чем изменение Тк, по сравнению с исходным состоянием.

Таким образом, для обоснования безопасной эксплуатации КР для каждого конкретного элемента КР требуется выполнение следующего условия:

ТК<ТКА (1.1)

где Тк - значение критической температуры хрупкости металла элемента КР в текущий момент времени;

Тка - соответствующее этому элементу допустимое значение критической температуры хрупкости.

В настоящее время в расчетах на сопротивление хрупкому разрушению в качестве критерия используется допускаемое значение сдвига критической температуры хрупкости за все время эксплуатации ([ЛТк]):

АТК < [АТК], (1.2)

где ЬТК = ТК-ТК0;

[АТК] = ТКА - Тко,

Тко - значение критической температуры хрупкости в исходном состоянии.

Определение допускаемого значения критической температуры хрупкости Тка или сдвига критической температуры хрупкости [ЛТк] находится в области ответственности главного конструктора реакторной установки и в данной работе не рассматривается.

б) Прогнозирование изменения свойств материалов корпусов реакторов в процессе эксплуатации:

б.1) Аналитическая зависимость, описывающая изменение свойств материалов корпусов реакторов в процессе эксплуатации

Для прогнозирования изменения свойств материалов КР под воздействием эксплуатационных факторов разрабатываются аналитические зависимости. Именно по зависимости определяется точка пересечения кривой изменения свойств материала

элемента КР с соответствующим ему допускаемым значением сдвига критической температуры хрупкости (рисунок 1.2).

Флюене быстрых нейтронов, нейтрон/м2 Время эксплуатации, час

Рисунок 1.2 - Схематичное определение ресурса элемента КР

Наиболее критичным из эксплуатационных факторов, с точки зрения влияния на изменение свойств материала корпуса, является одновременное воздействие на внутреннюю поверхность стенки КР потока быстрых нейтронов из активной зоны и рабочей температуры. Поэтому, первоочередной задачей является разработка зависимостей, описывающих изменения свойств материалов КР в результате длительного облучения при температуре эксплуатации (радиационное охрупчивание при заданной температуре), поскольку механизмы и скорости деградации материалов под облучением существенно зависят от температуры [3]. В качестве величины накопленной повреждающей дозы для материалов КР типа ВВЭР используется значение флюенса быстрых нейтронов с Е > 0,5 МэВ [1, 3-5] (далее флюенс быстрых нейтронов).

При аттестации стали перед началом эксплуатации единственным возможным способом оценки радиационного охрупчивания является получение данных с использованием ускоренных облучений. Результаты таких экспериментов аппроксимируются простой степенной зависимостью от значения флюенса быстрых нейтронов.

За более чем 50-летнюю историю эксплуатации реакторов типа ВВЭР накопилась информация о механизмах деградации и кинетике изменения свойств материалов КР. Одновременно совершенствовались методы исследования. Это позволяет совершенствовать зависимости, описывающие изменения свойств материалов корпусов реакторов.

Под понятием зависимость (или аналитическая модель, или тренд кривая) радиационного охрупчивания обычно понимают соотношение вида:

АТК = Г(Р,С), (1.3)

где ЬТК = ТК- тко,

Тк - критическая температура хрупкости в облученном состоянии;

Тко - критическая температура хрупкости в исходном состоянии;

F - флюенс быстрых нейтронов;

С - другие независимые переменные, которые могут оказывать влияние на радиационное охрупчивание, например, концентрация некоторых химических элементов, температура облучения.

В настоящее время существует несколько подходов к разработке аналитической зависимости:

• Построение математического соотношения между изменением критической температуры хрупкости и независимыми элементами базы данных, которое обеспечивает наилучшее статистическое представление анализируемой базы данных;

• Построение простого математического соотношения, в которых параметры и форма функциональной зависимости выбираются исходя из заложенных в модель предположений о реализующихся в материале механизмах деградации структуры, приводящих к изменению свойств;

• Построение физических моделей, описывающих механизмы деградации структуры материалов, приводящие к изменению свойств, построение на их базе зависимости с использованием статистической обработки представительной базы данных.

Основное требование к зависимости - консерватизм к экспериментальным данным радиационного охрупчивания материалов конкретного корпуса реактора или совокупности корпусов реакторов одного типа. Однако излишний консерватизм зависимости может привести к искусственному сокращению срока службы корпуса

реактора. Поэтому разработка корректных и в тоже время консервативных к экспериментальным данным зависимостей является одной из важнейших задач при обосновании ресурса корпуса реактора.

Под консерватизмом зависимости в данном случае обычно понимают при любом значении флюенса быстрых нейтронов, в том диапазоне флюенсов, для которых модель разработана, выполнение условия:

расчетное по зависимости — экспериментальное (1.4)

В процессе эксплуатации консервативность зависимости, принятой в нормативных документах, контролируется регулярными новыми представительными экспериментальными данными, характеризующими текущее состояние материала корпуса реактора. В случае если появляются экспериментальные данные, которые не удовлетворяют соотношению (1.4), эксплуатирующая организация принимает решение о необходимости пересмотра модели.

б.2) Экспериментальные значения критической температуры хрупкости, соответствующие 60 годам эксплуатации

При продлении ресурса корпуса реактора, необходимо получить экспериментальные данные, подтверждающие консервативность действующей нормативной зависимости на конец продленного срока службы.

Такие опережающее данные для материалов КР, как и при аттестации материала, можно получить только с использованием ускоренного облучения, т.е. облучения с большей плотностью потока быстрых нейтронов, чем на внутренней поверхности стенки корпуса реактора. Корректная интерпретация результатов, полученных с использованием ускоренного облучения, является важной составляющей адекватной оценки гарантированных значений свойств металла корпуса реактора, соответствующих концу продлеваемого срока службы.

Важно отметить, что металл обечаек (основной металл) и металл сварных швов корпусов реакторов отличаются технологией изготовления, структурой и химическим составом, поэтому прогнозирование их радиационного охрупчивания выполняется по разным зависимостям. Обычно, охрупчивание металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения и корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации

происходит более интенсивно, чем основного металла и, как правило, именно сварной шов ограничивает ресурс корпуса реактора.

В настоящей диссертационной работе рассматриваются вопросы прогнозирования радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения и корпусов реакторов ВВЭР-1000, как наиболее критичных, с точки зрения ресурса, элементов корпусов реакторов.

В соответствии с целями работы для прогнозирования изменения свойств металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 1-го поколения и ВВЭР-1000 в литературном обзоре рассмотрено соответствие существующих аналитических зависимостей радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения и ВВЭР-1000 современным представлениям о механизмах и кинетике деградации свойств под воздействием длительного облучения при рабочей температуре и наличие экспериментальных значений свойств на конец продлеваемого периода (60 лет).

1.1. Прогнозирование радиационного охрупчивания металла сварных швов КР ВВЭР-440 1-поколения

1.1.1. Краткая история эксплуатации КР ВВЭР-440 1-поколения. Способы получения экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию облучаемого металла сварного шва №4 КР ВВЭР-440 1-поколения

К 2015 г. эксплуатирующей организацией была поставлена задача по обеспечению возможности повторного продления до 60 лет эксплуатации следующих КР энергоблоков ВВЭР-440 1-поколения:

1. Нововоронежская АЭС-4. Год ввода в эксплуатацию - 1972;

2. Кольская АЭС-1. Год ввода в эксплуатацию - 1973;

3. Кольская АЭС-2. Год ввода в эксплуатацию - 1974.

Проектный срок службы для КР этих первых серийных реакторов ВВЭР составлял 30 лет. На момент строительства первых реакторных установок типа ВВЭР-440 в соответствии с действующими в то время нормативными документами не выполнялись некоторые виды контроля при изготовлении КР обязательные в настоящее время, а именно:

• Не были определены фактические стартовые значения критической температуры хрупкости его элементов на образцах типа Шарпи с У-образным надрезом. В соответствии с действующими на тот момент нормативными документами в процессе сдаточных испытаний на заводе-изготовителе определялась ударная вязкость образцов типа Шарпи с и-образным надрезом при комнатной температуре;

• Не были регламентированы и определены содержания в металле сварного шва меди и фосфора. Значимое влияние весьма малых концентраций этих элементов было выявлено существенно позднее того времени, когда были изготовлены первые корпуса реакторов типа ВВЭР;

• Не были предусмотрены программы мониторинга изменения свойств металла элементов КР в процессе эксплуатации;

• Не был сохранен архивный металл.

Все перечисленные факторы привели к отсутствию возможности определения исходных свойств и кинетики радиационного охрупчивания металла элементов КР в процессе эксплуатации. Оценки, проведенные в 1980-х годах, показали более высокую степень радиационного охрупчивания металла облучаемого сварного шва, чем было заложено в проекте. Это потребовало проведения компенсирующих мероприятий для дальнейшей безопасной эксплуатации энергоблоков данного типа до 30 летнего проектного срока службы.

В качестве реализованных для решения этой задачи компенсирующих мероприятий:

• были разработаны режим, технология, оборудование и реализован отжиг области корпуса реактора, расположенной напротив активной зоны [7-9]. Это позволило существенно снизить степень радиационного охрупчивания металла сварного шва КР (восстановить свойства в отожженной области).

• для снижения плотности потока нейтронов из активной зоны на внутреннюю стенку КР (в первую очередь на сварной шов №4) по периферии активной зоны КР энергоблоков №1, №2 Кольской АЭС в 1985 г. были и установлены кассеты-экраны.

В период с 1989 по 1991 год были проведены восстановительные отжиги КР энергоблоков №1, №2 Кольской АЭС и №4 Нововоронежской АЭС. Отжиг выполнялся для зон, включающих сварной шов №4, расположенный напротив активной зоны.

Для оценки эффективности проведенного отжига и последующего мониторинга за свойствами металла корпуса реактора была разработана и внедрена уникальная технология отбора проб металла с внутренней поверхности корпуса реактора [10-11]. АО ОКБ «Гидропресс» выполнил обоснование допустимых размеров проб без потери целостности и при обеспечении требуемой прочности корпуса реактора. Корпуса реакторов №1, №2 Кольской АЭС и №4 Нововоронежской АЭС не имеют антикоррозионной наплавки с внутренней поверхности корпуса реактора. Это позволило осуществить контроль свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации после выполнения восстановительного отжига.

Такие пробы металла получили название темплеты. Пример темплета, вырезаемого из сварного шва, приведен на рисунке 1.3. Исследование вырезанных из КР темплетов подтвердило эффективность выбранного способа восстановления свойств и позволило получить сведения о текущих свойствах металла элемента конкретного КР, от которого они отбирались.

не менее 7.0

_ 5.71-0.1 60*1__

Б-Б И 1-0'"

(а) (б)

Рисунок 1.3 - Фотография (а) и схема (б) вырезаемого темплета из сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 1-го поколения

Размеры вырезаемых из металла сварного шва темплетов позволяют изготавливать 10 малоразмерных образцов Шарпи размером 5x5x27,5 мм для испытаний на ударный изгиб (Рисунок 1.4). Такой размер образцов сильно локализует исследуемую область. Однако, за время эксплуатации темплеты отбираются от внутренней поверхности корпуса

в разных местах по образующей сварного шва КР. Поэтому обобщенный массив данных при его анализе позволяет учесть разброс свойств в азимутальном направлении. Поскольку получаемое с помощью испытаний на ударный изгиб значение критической температуры хрупкости не является константой материала, а зависит от размера используемого образца, была разработана процедура пересчета результата, получаемого с помощью малоразмерных образцов с сечением 5x5 мм, в результат, получаемый на стандартных образцах Шарпи с сечением 10x10 мм (Рисунок 1.5 [6]).Для получения прочностных свойств металла из половинок испытанных малоразмерных образцов Шарпи изготавливают микрообразцы для проведения испытаний на одноосное статическое растяжение (Рисунок 1.6).

Рисунок 1.4 - Малоразмерный образец 5x5x27,5 мм для испытаний на ударный изгиб

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Папина Валентина Борисовна, 2023 год

Список литературы

1. Нормы расчёта на прочность оборудования трубопроводов атомных энергетических

установок. ПНАЭ Г-7-002-86. - М.: Энергоатомиздат, 1989 - c.525.

2. ГОСТ Р 59115.14-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов

атомных энергетических установок. Расчёт на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.

3. Чернобаева А.А., Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Журко Д.А. Влияние условий облучения

на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов, Препринт ИАЭ-663б/11, М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2010. - 114 с.

4. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное

повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981. -191 с.

5. Joshikava H.H. In-pile dosimetry for radiation damage studies // General Electric. Hanford

Atomic Products Operation. Richland, Washington, 1964. - HW-SA-3541.

6. ГОСТ Р 50.05.12-2018 Система оценки соответствия в области использования атомной

энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания КР атомной станции.

7. Amaev A.D., Kryukov A.M., Sokolov M.A. Recovery of transition temperature of irradiated

WWER-440 vessel metal by annealing. - Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Ed., ASTM STP 1170, 1993. - P. 369-379.

8. Amaev A.D., Kryukov A.M., Levit V.I., Platonov P.A., Sokolov M.A. Mitigation of

irradiation embrittlement by annealing. - Effects of Radiation on Materials. D.S.Gelles, R.K.Nanstad, A.S.Kumar and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1270, 1996. - P.232-247.

9. Крюков А.М. Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов

ВВЭР-440: дисс. ... д-ра. техн. наук. - М., 1994. - 163 с.

10. Kryukov A., Platonov P., Shtrombakh Ya., Nikolaev V., Klaustnitzer E., Leitz C., Rieg C-

Y. Investigation of Samples Taken from Kozloduy Unit 2 Reactor Pressure Vessel // Nucl. Eng. Design. - 1996. - V. 160. - P.59-76.

11. Штромбах Я. И. Экспериментальное обоснование радиационного ресурса материалов

корпусов реакторов ВВЭР-440: дисс. ... д-ра. техн. наук. - М., 1998. - 240 с.

12. Ballesteros A., Bros J., Debarberis L., Sevini F., Erak D., Gerashchenko S., Kryukov A.,

Shtrombakh Y., Goloschapov S., Ionov A., Pytkin Y., Anikeev Y., Banyuk G., Plusch A.,

Gillemot F., Tatar L. Petrosyan V. - Consolidation of scientific and technological expertise to assess the reliability of reactor pressure vessel embrittlement prediction in particular for the arctic area plant (COBRA) // Nucl. Eng. and Design. - 2005. - V. 235. - Iss. 2-4. - P. 411-419.

13. Ерак Д.Ю. Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР

за пределами проектного срока службы: автореф. дис. ... д-ра.техн.наук: 05.14.03 / Ерак Дмитрий Юрьевич. - М., 2013. - 230 с.

14. Kuleshova E., Gurovich B., Shtrombakh Ya., Nikolaev Yu., Pechenkin V., Mictostructural

behavior of VVER-440 reactor pressure vessel under irradiation to neutron fluences beyond the design operation period. // J. Nucl. Mat. - 2005. - V.342. - P.77-89.

15. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Ya., Fedotova S., Zabusov O., Prikhodko K.,

Zhurko D. Evolution of weld metals nanostructure and properties under irradiation and recovery annealing of VVER-type reactors. // J. Nucl. Mat. - 2013. - V.434. - P.72-84. 16 Чернобаева А.А. Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов: дис. ... канд. техн. наук: 05.14.03/ Чернобаева Анна Андреевна. - М., 2009. - 228 с.

17. Pareige P., Stoller R.E., Russell K.F., Miller M.K. Atom probe characterization of the

microstructure of nuclear pressure vessel surveillance materials after neutron irradiation and after annealing treatments. // J. Nucl. Mat. - 1997. - V.249. - P. 165-174.

18. Рогожкин С.В., Никитин А.А., Алеев А.А., Залужный А.Г., Чернобаева А.А., Ерак

Д.Ю., Штромбах Я.И., Забусов О.О. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения. // Ядерная физика и инжиниринг. -2013. - Т. 4. - № 1. - С. 73-82.

19. Zabusov O., Krasikov E., Kozodaev M., Suvorov A., Pareige P., Radiguet B. Redistribution

of impurity and alloying elements in VVER-440 reactor pressure vessel steel due to operating factors // VANT. - 2003. - № 3 (83). - P. 66-72.

20. Rogozkin S., Chernobaeva A., Aleev A., Nikitin A., Zaluzhnyi A., Erak D., Shtrombakh Ya.,

Zabusov O., Debarberis L. and Zeman A. The effect of post-irradiation annealing on VVER-440 RPV materials mechanical properties and nano-structure under re-irradiation.

// Proceedings of PVP2009, 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference. - 2009. - Czech Republic, PVP 2009-78128. P. 1-10.

21. Pareige P., Radiguet B., Krummeich-Brangier R., Barbu A., Zabusov O., Kozodaev M.

Atomic-level observation with three-dimensional atom probe of the solute behaviour in neutron-, ion- or electron-irradiated ferritic alloys. // Philosophical Magazine. - 2005. -V.85 - No.4-7. - Р.429-441.

22. Kuleshova E.A. et al. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of

VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 2002. -V. 300. - № 2-3. - P. 127-140.

23. Lambrecht M., Meslin E., Malerba L. et al. On the correlation between irradiation-induced

microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 2010. - V. 406. -№ 1. - P. 84-89.

24. Platonov P.A., Chernobaeva A.A. Formation of radiation induced precipitates in VVER RPV

materials// Int. J. Pres. Vess. Pip. - 2016. - V.148 - P.36-45.

25. Koji Fukuya Current understanding of radiation-induced degradation in light water reactor

structural materials // J. Nucl. Sci. Tech. - 2013. - V. 50. - №3. - P.213-254.

26. Карк Г.С., Астафьев А.А. Отпускная хрупкость низколегированных Cr-Ni-Мо сталей.

— Труды ЦНИИТМАШа, 1983, № 177, с. 43—66.

27. Утевский Л. М., Гликман Е. Э., Карк Г. С. Обратимая отпускная хрупкость стали и

сплавов железа. — М.: Металлургия, 1987. — 220 с.

28. Финкель В.М. Физика разрушения. Металлургия, М. - 1970. - 376 с.

29. Владимиров В.И. Физическая природа разрушения металлов. Металлургия, М. - 1984.

- 280 с.

30. Бокштейн Б.С., Копецкий Ч.В., Швиндлерман Л.С. Термодинамика и кинетика границ

зерен в металлах. М.: Металлургия, 1986. - 224 с.

31. Guttmann M. Equilibrium segregation in a ternary solution: A model for temper embrittlement // Surface Science - 1975. - V. 53. - P. 213-227.

32. Guttmann M. The Role of Residuals and Alloying Elements in Temper Embrittlement //

Philosophical Transactions of the Royal Society A: Mathematical, Physical and Engineering Sciences - 1980. - V. 295. - P. 169-196.

33. Guttmann M., Dumoulin P., Wayman M. The thermodynamics of interactive co-segregation

of phosphorus and alloying elements in iron and temper-brittle steels // Metall. Trans. A. -1982. - V. 13. - P. 1693-1711.

34. McLean D. Grain boundaries in metals. Oxford: Clarendon Press, 1957. - 323 c.

35. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Zabusov O.O., Krasikov E.A. Intergranular and intragranular phosphorus segregation in Russian pressure vessel steels due to neutron irradiation // J. Nucl. Mater. -2000. - V.279. No.2-3. - P. 25.

36. Кулешова Е.А., Гурович Б.А., Федотова С.В., Фролов А.С., Мальцев Д.А.. Радиационно-индуцированная деградация структуры конструкционных материалов водо-водяных реакторов. - М.: НИЦ «Курчатовский институт», 2022. - 460 с.

37. Kryukov A., Debarberis L., Ballesteros A., Krsjak V., Burcl R., Rogozhkin S.V., Nikitin

A.A., Aleev A.A., Zaluzhnyi A.G., Grafutin V.I., Ilyukhina O., Funtikov Yu. V., Zeman A. Integrated analysis of WWER-440 RPV weld re-embrittlement after annealing // J. Nucl. Mater. - 2012. - V.429. - P.190-200.

38. Физическое материаловедение: учебник для вузов/ Под общей ред. Б.А. Калина. - М.:

НИЯУ МИФИ, Том 2. Основы материаловедения. - 2012. - 608 с.

39. РД ЭО 0421-02. Методика прогноза прочностных характеристик материала корпуса

реактора при дооблучении.

40. Miller M.K., Russell K.F., Embrittlement of RPV steels: An atom probe tomography

perspective // J. Nucl. Mater. - 2007. - V.371. - P.145-160.

41. Забусов О.О., Красиков Е.А., Козодаев М.А., Суворов А.Л., Pareige P., Radiguet B.

Перераспределение примесных и легирующих элементов в стали корпуса реактора ВВЭР-440 под действием эксплуатационных факторов // ВАНТ, Серия "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение". - 2003. - №3 (83).

- С.66-72.

42. Toyama T., Kuramoto A., Nagai Y., Valo M., Effects of post-irradiation annealing and re-

irradiation on microstructure in surveillance test specimens of the Loviisa-1 reactor studied by atom probe tomography and positron annihilation. // J. Nucl. Mater. - 2014. - V. 449.

- P.207-212.

43. Kuramoto A., Toyama T., Valo M., Microstructural changes in a Russian-type reactor weld

material after neutron irradiation, post-irradiation annealing and re-irradiation studied by

atom probe tomography and positron annihilation spectroscopy. Acta Materialia. - 2013. - V.61. - P.5236-5246.

44. Miller M.K., Nanstad R.K., Sokolov M.A., Russell K.F., The effects of irradiation, annealing

and reirradiation on RPV steels. // J. Nucl. Mater. 2006. - V.351. - P.216-222.

45. Perez M, Perrard F, Massardier V, Kleber X, Deschamps A, Monestrol H. //Philosophical

Magazine. - 2005. - V.85. - P.2197.

46. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Lavrenchuk O.V.,Prikhodko K.E., Shtrombakh Ya.I. // J.

Nucl. Mater. - 2007. - V. 264. -P.333-353.

47. Соколов М.А. Обоснование восстановительной термообработки (отжига) эксплуатирующихся корпусов реакторов ВВЭР-440: дис.... канд. Техн. Наук: 05.14.03/ Соколов Михаил Алексеевич. - М., 1989. - 98с.

48 ГОСТ 6996-66. Сварные соединения. Методы определения механических свойств.

49. Shtrombakh Ya.I., Gurovich B.A., Kuleshova E.A. Maltsev D.A., Fedotova S.V., Chernobaeva A.A. Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 2014. - V.452. - P. 348-358.

50. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Maltsev D.A., Fedotova S.V., Frolov A.S. Relationship of

operational characteristics of steels for pressure vessels of nuclear reactors with evolution of its nanostructure in conditions of operation temperatures and irradiation // Probl. At. Sci. Technol. - 2013. - V.2. - P.3-10.

51. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В., Фролов А.С., Мальцев Д.А. Фазовые

превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных термических выдержек при рабочих температурах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. - 2012. - Т.7. - P.22-26.

52. Thauvin G., Lorang G., Leymonie C. Aging embrittlement and grain boundary segregation

in a NiCrMoV rotor steel // Metall. Trans. A. - 1992. - Vol. 23. - P. 2243-2248.

53. Nikolaeva A. V, Nikolaev Yu.A., Kevorkyan Y.R. Grain-boundary segregation of phosphorus in low-alloy steel // At. Eenergy. - 2001. - V. 91. - № 1. - P. 534-542.

54. Seah M. Grain boundary segregation and the T-t dependence of temper brittleness // Acta

Met. - 1977. - V. 25. - № 3. - P. 345—357.

55. Li Q.F. et al. Temper embrittlement dynamics induced by non-equilibrium segregation of

phosphorus in steel 12Cr1MoV // Scr. Mater. - 2005. - V. 53. - P. 309-313.

56. Кулешова Е.А., Федотова С.В., Мальцев Д.А., Потехин А.А. Тенденции деградации

структуры сталей КР ВВЭР-1000, определяющей их работоспособность при сроке службы свыше 60 лет // ВАНТ. Серия. «Физика ядерных реакторов». - 2023. -Вып. 1. - С.33-47.

57. Марков С.И. Металловедческие основы производства заготовок для высоконадежных

элементов энергетических и трубопроводных систем: автореф. дис. ... д-ра. техн. наук: 05.16.01/ Марков Сергей Иванович. - М., 2012. - 76 с.

58. Erhart H., Grabke H.J. Equilibrium segregation of phosphorus at grain boundaries of Fe-P,

Fe-C-P, Fe-Cr-P, and Fe-Cr-C-P alloys // Met. Sci. - 1981. - V. 15. - № 9. - P. 401408.

59. Park S.-G. et al. Effects of boundary characteristics on resistance to temper embrittlement

and segregation behavior of Ni-Cr-Mo low alloy steel // Mater. Sci.- 2013. - V. 561. - P. 277-284.

60. Park S.-G. et al. 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 // J. Nucl. Mater- 2012. - V. 426. -№ 1-3. - P. 1-8.

61. Rizol A.I., Vashchilo T.P. Effect of chromium on the susceptibility of low-carbon steel to

reversible temper brittleness // Met. Sci. Heat Treat. - 1969. - V. 11. - № 4. - P. 314-316.

62. Smith J.F., Reynolds J.H., Southworth H.N. The role of Mn in the temper embrittlement of

a 3.5 Ni-Cr-Mo-V steel // Acta Metall. - 1980. - V. 28. - № 11. - P. 1555-1564

63. Grabke H.J., Hennesen K., Moller R., Wei W. // Scripta Metall. - 1987. - V.21. - P. 1329-

1334.

64. Kuleshova E.A., Chernobaeva A.A., Fedotova S.V., Zabusov О.О., Maltsev D.A. Effect of

intergranular fracture on VVER RPV steels TTS // Proceedings of IGRDM-16, SantaBarbara, CA - USA, 2011.

65. Gurovich B., Kuleshova E., Zabusov O., Fedotova S., Frolov A., Saltykov M., Maltsev D.

Influence of structural parameters on the tendency of VVER // J. Nucl. Mater. -2013. -V.435. - P.25-31.

66. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Erak D.Yu., Chernobaeva A.A.,

Zabusov O.O. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. - 2009. - V.389. - P.490-496.

67. Nordlund K., Zinkle S., Sand A., Granberg F., Averback R., Stoller R., Suzudo T., Malerba

L., Banhart F., Weber W., Willaime F., Dudarev S., Simeone D. Primary radiation damage: A review of current understanding and models // J. Nucl. Mater. - 2018. - V.512. - P.450-479.

68. Miller M.K., Russell K.F., Nanstad R.K., Chernobaeva A.A., Zabusov O.O., Shtrombakh

Ya.I., Erak D.Yu. Atom probe tomography of VVER-1000 forging and weld metal irradiated to high fluence, degradation 2007 // Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation in Nuclear Power Systems, Whistler, British Columbia, 2007.

69. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Lavrukhina Z.V., Saltykov M.A., Fedotova S.V., Khodan

A.N. Assessment of segregation kinetics in water-moderated reactors pressure vessel steels under long-term operation // J. Nucl. Mater. - 2016. - V.477. - P.110-122.

70. Zabusov O., Gurovich B., Kuleshova E., Saltykov M., Fedotova S., Dementjev A..

Intergranular Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels // Key Engineering Materials. - 2014. - Vols. 592-593. - P. 577-581.

71. Забусов О.О., Салтыков М.А., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Федотова С.В., Журко

Д.А. Радиационно-стимулированная межзёренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. - 2013. - Т.84. - № 2. -С. 82-89.

72. Gurovich B. et al. Structural Mechanisms of the Flux Effect for VVER-1000 Reactor

Pressure Vessel Materials // Proceedings of the Conference Fontevraud 8. - Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability, France, Avignon. - 2014.

73. Gurovich B.A. et al. The Effect of Radiation-Induced Structural Changes under Accelerated

Irradiation on the Behavior of Water-Cooled Reactor Pressure Vessel Steels // Key Eng. Mater. - 2014. - V. 592-593. - P. 573-576.

74. Николаев Ю.А., Королев Ю.Н., Крюков А.М., 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.

75. Юханов В.А., Шур А.Д. Исследование термического старения корпусных сталей для

атомных энергетических установок с целью обоснования ресурса оборудования на срок до 60 лет. - МиТОМ, 2006. №7. - с. 23-27.

76. Марголин Б. З., Николаев В. А., Ерак Д. Ю. Анализ охрупчивания материалов ВВЭР-

1000 в процессе эксплуатации // Вопросы материаловедения. - 2009. - № 4. -С.108-123.

77. Грекова И.И., Юханов В.А., Филимонов Г.Н., Зубченко А.С. Термическое старение

материалов для корпусов ВВЭР // Тезисы. докладов 3й Международной конференции «Проблемы материаловедения при изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС». - М.; СПб, 1994. - 2. - С.439-451.

78. Шур А.Д. Разработка методов оценки и повышения стабильности структуры и свойств

корпусных перлитных сталей в условиях старения: Автореф. дис. .. .канд. техн. наук. - М., 1987. - 24 с.

79. Chow G.C. Tests of Equality Between Sets of Coefficients in Two Linear Régressions //

Econometrica. -1960. -Vol. 28, - № 3. - P. 591-605.

80. ГОСТ 12347-77 Стали легированные и высоколегированные. Методы определения

фосфора.

81. Ерак Д.Ю. и др. Развитие техники ускоренных радиационных испытаний конструкционных материалов с использованием уникальной установки - реактора ИР-8. Препринт ИАЭ - 6648/4, Москва - 2010.

82. Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В., Насонов В.А., Шкаровский Д.А., Юдкевич

М.С. Программа MCU-PTR для прецизионных расчётов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. - Атомная энергия. - 2010. - Т. 109. - Вып. 3. - С. 123-129.

83. Насонов В.А., Песня Ю.Е. Разработка расчетных моделей и расчетное обеспечение

облучения конструкционных материалов в ампульных устройствах реактора ИР-8 с использованием программы MCU-PTR. Препринт ИАЭ-6721/4, 2012.

84. ГОСТ 1497-84. Металлы Методы испытаний на растяжение.

85. ГОСТ Р ИСО 6507-1-2007. Материалы металлические. Испытание на твердость по

Виккерсу. Часть 1. Стандарт, Москва, 2008.

86. ГОСТ 9454, Металлы. Метод испытания на ударный изгиб при пониженных,

комнатной и повышенных температурах.

87. Fedotova S.V., Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Frolov A.S., Maltsev D.A., Zhuchkov G.M.,

Fedotov I.V. APT-studies of phase formation features in VVER-440 RPV weld and base metal in irradiation-annealing cycles // J. Nucl. Mater. - 2018. - V.511. - P.30-42.

88. Kuleshova E.A., Fedotova S.V., Zhuchkov G.M., Erak A.D., Saltykov M.A., Dementyeva

M.M., Alekseeva E.V. Degradation of RPV steel structure after 45 years of operation in the VVER-440 reactor // J. Nucl. Mater. - 2020. - V. 540. - P.152362.

89. Sorokin M.V., Lavrukhina Z.V., Khodan A.N., Saltykov M.A., Zabusov O.O., Ryazanov

A.I., Gurovich B.A.. Effect of subgrain structure on the kinetics of phosphorus segregation in grain boundaries // Materials Letters. - 2015. - 158. - P.151-154.

90. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Maltsev D.A., Frolov A.S., Bukina Z.V.,

Fedotova S.V., Saltykov M.A., Krikun E.V., Erak D.Y., Zhurko D.A., Safonov D.V.,Zhuchkov G.M. Phase and structural transformations in VVER-440 RPV base metal after long-term operation and recovery annealing// Journal of Nuclear Materials. - 2018, Vol. 501, - P. 261-274.

91. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Lavrukhina Z.V., Maltsev D.A., Fedotova S.V., Frolov

A.S., Zhuchkov G.M. Study of the flux effect nature for VVER-1000 RPV welds with high nickel content // J. Nucl. Mater. - 2017. - V.483. - P. 1-12.

92. 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. - М., 2016. - 126 с.

93. Бокштейн Б. С., Ходан А. Н., Забусов О. О., Мальцев Д. А., Гурович Б. А. Кинетика

сегрегации фосфора на границах зерен в низколегированной малоуглеродистой стали. // Физика металлов и металловедение. - 2014. - T.115. - № 2., - C. 156-166.

94. Скундин М.А., Чернобаева А.А., Журко Д.А., Красиков Е.А, Медведев К.И., Исследование распределения свойств в обечайках корпуса реактора АЭС в необлученном состоянии // Деформация и разрушение материалов. - 2011. - №10. C. 41-45.

95. 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. - Т. 113. - Вып. 6. - C.337-343.

96. Скундин М.А. Изменение механических свойств материалов корпусов реакторов

ВВЭР-1000 под действием длительных выдержек при рабочих температурах: Дис. ...канд. техн. наук: 05.14.03/ Скундин Матвей Александрович. - М., 2013, 174 с.

97. Chernobaeva A.A., Kuleshova E.A, Skundin M.A., Malsev D.A., Chyrko L.I., Revka V.N.,

Revision of data base of VVER-1000 thermal aging surveillance specimens // Proceedings of SMiRT-22 Division IX (include assigned division number from I to X). San Francisco, California, USA - 2013.

98. Журко Д.А. Применение ускоренных облучений для прогнозирования изменений

свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000: дис. ... канд. техн. наук: 05.14.03/ Журко Денис Александрович. - М., 2013, 140 с.

99. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Ya., Fedotova S., Maltsev D., Frolov A., Zabusov

O., Erak D., Zhurko D. Evolution of structure and properties of VVER-1000 RPV steels under accelerated irradiation up to beyond design fluences // J. Nucl. Mater. - V.456. -P.23-32.

100. Жучков Г.М. Особенности фазообразования в сталях корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 после первичного и повторного облучений: дис. ... канд. техн. наук: 05.14.03 / Жучков Георгий Михайлович. - М., 2021, 117 с.