Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Николаев, Юрий Анатольевич

• Николаев, Юрий Анатольевич
• доктор технических наук
• 2003

Оглавление диссертации доктор технических наук Николаев, Юрий Анатольевич

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА I. ЯВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ И МАТЕРИАЛЫ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ.

1.1. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440/230.

1.2. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440/213.

1.3. Проблемы эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000.

ГЛАВА И. РАЗРУШЕНИЕ МЕТАЛЛОВ И ВЯЗКОХРУПКИЙ ПЕРЕХОД.

ГЛАВА III. МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ СКЛОННОСТИ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ К ХРУПКОМУ РАЗРУШЕНИЮ.

3.1. Методика определения критической температуры хрупкости при испытании стандартных образцов Шарпи 10x10x55 мм.

3.2. Определение критической температуры хрупкости при испытании малоразмерных образцов на ударный изгиб.

3.2.1. Критерии для определения критической температуры хрупкости при испытании малоразмерных образцов на ударный изгиб.

3.2.2. Корреляционные соотношения между значениями Тк, определенными по результатам испытаний стандартных полноразмерных и малоразмерных образцов на ударный изгиб.

ГЛАВА IV. ФАКТОРЫ, ВЛИЯЮЩИЕ НА РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ НИЗКОЛЕГИРОВАННЫХ КОНСТРУКЦИОННЫХ СТАЛЕЙ.

4.1. Влияние флюенса быстрых нейтронов.

4.2. Влияние флакса быстрых нейтронов.

4.3. Влияние температуры облучения.

4.4. Влияние химического состава стали.

4.5. Основные представления о механизмах радиационного повреждения низколегированных конструкционных сталей.

ГЛАВА V. ИССЛЕДОВАНИЕ ЗАКОНОМЕРНОСТЕЙ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ НИЗКОЛЕГИРОВАННЫХ СТАЛЕЙ.

5.1. Стадийность изменения различных характеристик низколегированных сталей от повреждающей дозы.

5.2. Значимость эффекта флакса быстрых нейтронов для оценки радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов

5.3. Влияние на радиационное охрупчивание фосфора, меди и никеля.

ГЛАВА VI. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-СТАТИСТИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ИЗМЕНЕНИЯ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

6.1. Проблема определения кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов.

6.2. Нормативные зависимости, использующиеся для прогнозирования радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов.

6.3. Радиационное охрупчивание материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

6.4. Радиационное охрупчивание материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

ГЛАВА VII. ВЛИЯНИЕ РАДИАЦИОННО-СТИМУЛИРОВАННОЙ ж ЗЕРИОГРАНИЧНОЙ СЕГРЕГАЦИИ ФОСФОРА НА

ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

7.1. Образование зернограничной сегрегации фосфора в низколегированной стали при повышенной температуре.

7.2. Кинетическая модель для анализа радиационного повреждения низколегированной стали.

7.3. Оценка кинетических параметров образования радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации фосфора.

7.4. Сравнение расчетных и экспериментальных характеристик радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации фосфора.

ГЛАВА VIII. ВОССТАНОВЛЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ

ОБЛУЧЕННЫХ СТАЛЕЙ ПРИ ТЕРМИЧЕСКОМ ОТЖИГЕ.

• ГЛАВА IX. ОХРУПЧИВАНИЕ СТАЛЕЙ ПРИ ПОСЛЕДУЮЩЕМ

ЗА ПОСТРАДИАЦИОННЫМ ОТЖИГОМ ОБЛУЧЕНИИ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Радиационное охрупчивание материалов корпусов ядерных энергетических установок ВВЭР»

Среди материальных потребностей индустриального общества первостепенную роль играют потребности в материалах и энергии. По мере истощения использующихся в энергетике сырьевых ресурсов органического происхождения возрастает потребность в атомной энергетике, и в обществе, вступившем на интенсивный путь развития, задача наращивания мощностей атомных электростанций (АЭС) и, одновременно, обеспечения их безопасной эксплуатации становится исключительно актуальной. Безопасность атомных энергетических установок в первую очередь определяется надежностью барьеров, удерживающих продукты ядерных реакций от распространения в окружающей среде. Наиболее важным барьером, предназначенным для удержания радиоактивности, является корпус реактора, несущий давление теплоносителя.

Основным требованием к корпусу реактора является сохранение целостности при штатных условиях эксплуатации и при любых проектных авариях. Радиационный ресурс корпуса реактора в значительной мере определяет эксплуатационный ресурс атомной энергетической установки типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), поэтому безопасность эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР определяется поведением материалов корпусов реакторов в условиях одновременного воздействия потока нейтронов и высоких температур. Воздействие интенсивных потоков ионизирующего излучения приводит к значительным изменениям механических свойств металлов. Наиболее опасными из них являются потеря пластичности и увеличение склонности металла к хрупкому разрушению.

Неполное понимание механизмов радиационного повреждения низколегированных сталей в шестидесятые-семидесятые годы привело к недооценке влияния остаточных примесей (в основном, фосфора и меди) и легирующих элементов (в основном, никеля) на радиационную стойкость материала корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 первых поколений и значительному, выше проектного, радиационному охрупчиванию материала сварных швов активной зоны корпусов атомных реакторов. К середине восьмидесятых годов степень охрупчивания материала корпусов реакторов ВВЭР-440 первых поколений достигла критического уровня, при котором не гарантировалась безопасность эксплуатации энергоблоков.

Проведенные исследования показали, что возможно создание условий, приводящих к восстановлению свойств материалов корпусов атомных реакторов после эксплуатации. Нагрев облученной стали выше температуры облучения на некоторую определенную величину, повышая диффузионную подвижность легирующих и примесных элементов, является предпосылкой к появлению термодинамической неустойчивости различных радиационных повреждений стали и, таким образом, создает условия для восстановления механических свойств материала. Процесс пострадиационного отжига сопровождается уменьшением плотности дислокационных петель и уменьшением плотности и коагуляцией радиационно-индуцированных выделений вторых фаз. Как следствие, этот процесс приводит к понижению температуры вязкохрупкого перехода и повышению пластичности материала.

С 1987 по 1996 год был реализован пострадиационный отжиг 14 корпусов реакторов ВВЭР-440. При этом особую актуальность приобрела задача определения степени восстановления механических свойств в результате отжига и оценки кинетики охрупчивания материалов корпуса при повторном после отжига облучении. На настоящий момент закономерности повторного радиационного охрупчивания исследованы весьма незначительно.

Сказанное выше показывает практическую значимость проблемы радиационного охрупчивания сталей, использующихся для изготовления корпусов атомных реакторов, необходимость изучения природы и механизмов радиационного охрупчивания, разработки физически обоснованных моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и определения на их основе эксплуатационного ресурса корпуса реактора, а также необходимость всестороннего исследования закономерностей изменения свойств облученной стали при отжиге и повторном облучении.

В работе был проведен анализ базы данных РНЦ КИ и данных, опубликованных в ряде литературных источников, по изменению * механических свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и

ВВЭР-1000 при термических выдержках, облучении, отжиге и повторном облучении.

Реализованный в настоящей работе комплекс исследований позволил в значительной степени повысить надежность определения радиационного ресурса материала корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

На защиту выносится следующее:

• результаты анализа закономерностей радиационного охрупчивания низколегированных сталей;

• модели для оценки фактического радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000;

• модели для консервативной оценки радиационного охрупчивания " материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, которые могут быть использованы в качестве базовых для разработки новых нормативных зависимостей;

• зависимость изменения температуры вязкохрупкого перехода материалов корпусов реакторов от размера аустенитного зерна и зернограничной концентрации фосфора;

• результаты анализа влияния радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации фосфора на механические свойства хромникельмолибденовой стали;

• модели для определения остаточного охрупчивания после отжига облученных материалов корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000;

• модель для консервативной оценки повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

Основные результаты настоящей работы представлены в более чем 80 научных публикациях в России и за рубежом.

Цикл работ, выполненных Николаевым Ю.А. в соавторстве, был отмечен первой Отраслевой Премией по Реакторному Материаловедению (2001), премией им. И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ "Курчатовский институт" (1997), премией на международной конференции по конструкционным материалам SMIRT-97, Лион, Франция (1997).

Результаты работы докладывались на многочисленных всесоюзных, российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах:

1. Международная конференция «Конструкционная прочность материалов и ресурс оборудования АЭС» (Ресурс-2003), г. Киев, Украина, 20 - 22 мая, 2003.

2. 5-й Международный Уральский семинар "Физика радиационных 9 повреждений металлов и сплавов", г. Снежинск, Россия, 23 февраля

- 1 марта, 2003.

3. The 7th International Conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, St.Petersburg, 17-21, June 2002.

4. 21th Symposium on the Effects of Radiation on Materials, Williamsburg, Tucson, USA, June 18-20, 2002.

5. IAEA Specialists' Meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation, Gloucester, England, UK, 14-17 May, 2001.

6. Fourth Symposium on Small Specimen Test Techniques, Reno, Nevada, USA, 23-25 January 2001.

7. 20th Symposium on the Effects of Radiation on Materials, Williamsburg, Virginia, USA, June 6-8, 2000.

8. Ageing Materials Evaluation and Studies (AMES) Workshop on RPV

Life Predictions, Madrid, Spain, November 2, 1999.

9. IAEA Specialists' Meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation, Madrid, Spain, April 26 - 29, 1999.

10. International Symposium Fontevraud IV. Fontevraud, France, September 14-18, 1998.

11. 19th International Symposium on Effects of Radiation on Materials, American Society for Testing and Materials, Seattle, USA, June 16-18, 1998.

12. The IAEA Specialists Meeting "Irradiation Effects and Mitigation". Vladimir, Russian Federation, September 15-19, 1997.

13. Eleventh International Conference on the Strength of Materials, ICSMA-11, Prague, Check Republic, August 25-29, 1997.

14. 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor

Technology, SMIRT 14, Lyon, France, August 17-22, 1997.

15. Eighth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors. Florida, USA, August 10-14, 1997.

16. Третий российско-американский семинар по проекту "Партнерство ASME - РАН": "Продление ресурса безопасной эксплуатации", г. Москва, 19-22 мая, 1997.

17. The 7th International Working Group Meeting on Radiation Damage Mechanisms in Pressure Vessel Steels, IGRDM-7, May 11-17, 1997, Shonan Village Center, Hayama, Japan.

18. Twenty-Fourth Water Reactor Safety Information Meeting. Bethesda, Maryland, USA, October 21-23, 1996.

19. 18th Symposium on Effects of Radiation on Materials, American Society for Testing and Materials. Massachusetts, USA, June 25-27, 1996.

20. Fourth International Conference on Material Science Problems in NPP Equipment Production and Operation. St. Petersburg, Russia, June 16-23, 1996.

21. X конференция по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению, г. Алушта, 7-12 сентября, 1996.

22. Research Conference on Plasticity of Materials. Aghia Pelaghia, Crete, Greece, 6-11 September, 1995.

23. The Conference "Computer Simulation in Material Science". lie d'Oleron, France, June 6-16, 1995.

24. IV межотраслевая конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 15-19 мая 1995.

25. 7th International Conference "Intergranular and Interface Boundaries in Materials", iib95. Lisbon, Portugal, June 26-29, 1995.

26. Tenth International Conference on the Strength of Materials, ICSMA 10. Sendai, Japan, August 21-26, 1994.

27. Ill Всесоюзная конференция "Прочность материалов и конструкций при низких температурах", г. Винница, 17-19 сентября 1991.

28. Научно-технический семинар "Прогрессивная технология и оборудование для нагрева заготовок под ковку, штамповку, термообработку. Автоматизация и механизация средств нагрева", г. Москва, 22-24 мая, 1990.

29. Школа-семинар молодых ученых и специалистов "Фазовые превращения - 90". г. Москва, ЦНИИЧермет им.И.П.Бардина, 24-26 февраля, 1990.

30. XIV конференция молодых ученых ЦНИИТМАШ. г. Москва, 5-6 мая, 1989.

31. Семинар "Повышение свойств конструкционных сталей легированием и термообработкой", г. Киев, 21-23 февраля, 1989.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Николаев, Юрий Анатольевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Проведен анализ основных закономерностей радиационного охрупчивания. Радиационное охрупчивание повышается с ростом в материале концентрации никеля, фосфора и меди. Никель может усиливать влияние фосфора и меди на радиационное охрупчивание. Изменение под действием облучения критической температуры хрупкости в существенной степени коррелирует с изменением предела текучести. Увеличение концентрации фосфора может приводить к повышению упрочнения материала под облучением. Уменьшение флакса при одинаковом флюенсе может приводить к увеличению охрупчивания стали.

2. Действующие в настоящее время нормативные зависимости для оценки радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 не удовлетворяют условию консервативности для значительной части накопленного массива экспериментальных данных и должны быть изменены.

3. Для материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 наблюдается выраженная зависимость радиационного охрупчивания от содержания фосфора и меди. Определены пороговые уровни; влияния фосфора и меди на радиационное охрупчивание. Механизм, связанный с влиянием на радиационное охрупчивание меди выходит на насыщение значительно быстрее, чем механизм, связанный с влиянием фосфора.

4. Для оценки фактического радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 предложена модель ATf=238Ccu+{7.25+647(Cp-0.02)}F045 (если СР<0.020%, то СР=0.020%; если ССи<0.04%, то ССи=0.04%).

5. В качестве базовой для разработки новой нормативной зависимости для консервативной оценки радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов ВВЭР-440 предложена модель ATf=40+238Ccu+{7.25+647(Cp-0.02)}F0-45 (если СР<0.020%, то СР=0.020%; если ССи<0.04%, то ССи=0.04%.).

6. Радиационное охрупчивание материала сварных швов корпусов ВВЭР-1000 в значительной степени определяется содержанием в стали никеля. Влияние марганца и кремния на радиационное охрупчивание следует считать значимым. На настоящий момент нет достаточных оснований для введения в коэффициент радиационного охрупчивания зависимости от меди и фосфора и изменения нормативного показателя степени п • — 1/3 зависимости сдвига критической температуры хрупкости от флюенса быстрых нейтронов.

7. Для оценки фактического радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов ВВЭР-1000 предложена модель

ATp=l6,9CKcS(l-Csi)F,/3.

8. В качестве базы для разработки новой нормативной зависимости для консервативной оценки радиационного охрупчивания материала сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 предложена модель

АТр=22+16,9СЙ C^7n(l-Csi)F,/3.

9. Разработана зависимость, позволяющая при заданном размере аустенитного зерна определять изменение температуры вязкохрупкого перехода низколегированной стали при изменении зернограничной концентрации фосфора: ATK=[42+781n(d/d0)] АСрВ.

10. Влияние радиационно-стимулированной зернограничной сегрегации фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов может быть существенным и, при некоторых условиях, определяющим.

11. Рассмотрены закономерности пострадиационного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Предложены зависимости для определения остаточного охрупчивания после отжига облученных материалов корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

12. Предложена модель для консервативной оценки повторного радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440: ATf= 123 0Ср+8.28+ {1.91+210(Ср-0.02)} F0'63 (если СР<0.020%, то Ср=0.020%). Применение этой модели для оценки ресурса корпусов реакторов блоков 3 и 4 Нововоронежской АЭС и блоков 1 и 2 Кольской АЭС дает возможность продлить их эксплуатацию на срок от 6 до 22 лет больше, чем модель горизонтального сдвига.

13. Проведенные в настоящей работе исследования позволяют существенно повысить безопасность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440/230, ВВЭР-440/213 и ВВЭР-1000.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Николаев, Юрий Анатольевич, 2003 год

1. Wigner Е.Р., J. Appl. Phys., 1946, v. 17, p. 857.

2. Алексеенко H.H., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981. -191 с.

3. Hawthorne J.R. Irradiation embrittlement. Treatise on Materials Science and Technology, C.L. Briant and S.K. Bunerji, Eds., 1983, v. 25, p. 461-524.

4. Amaev A.D., Kryukov A.M., Levit V.I., Sokolov M.A. Radiation stability of WWER-440 vessel materials. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Ed., ASTM STP 1170, 1993, p. 9-29.

5. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M., Levit V.I., Korolev Yu.N. Radiation embrittlement and thermal annealing behavior of Cr-Ni-Mo reactor pressure vessel materials. J. Nucl. Mater., 1995, v. 226, p. 144-155.

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

7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-002-86. М.: ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1989. 525 с.

8. Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р., Крюков A.M., Королев Ю.Н. Охрупчивание низколегированной конструкционнойстали под действием нейтронного облучения. Атомная энергия,2000, т. 88, вып. 4, с. 271-276.

9. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Shtrombakh Ya.I. Radiation embrittlement of low-alloy steels. International Journal of Pressure Vessels and Piping, 2002, v. 79, No. 8-10, p. 619-636.

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

11. Методика определения критической температуры хрупкости металла корпуса реактора при эксплуатации после его отжига. -Москва, ИЦП МАЭ, МКТ-02-98, 1998.

12. Методика прогноза прочностных характеристик материала корпуса реактора при дооблучении. РД ЭО 0421-02, Москва, 2000.

13. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Application of the floating curve model for estimation of re-irradiation embrittlement of WER-440 RPV steels. Effects of Radiation on Materials, 19th International Symposium, ASTM STP 1366, M.L. Hamilton, A.S. Kumar, S.T.

14. Rosinski and M.L. Grossbeck, Eds., American Society for Testing and Materials, West Conshohochen, PA, 2000, p. 460-470.

15. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel. Materials Science and Engineering, 1997, v. А234-236, p. 915917.

16. Николаева А.В., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-1000. Атомная энергия, 2001, т. 90, вып. 5, с. 359-366.

17. Kryukov A.M., Nikolaev Yu.A. The properties of WWER-1000 type materials obtained on the basis of a surveillance program. Nuclear Engineering and Design, 2000, v. 195, p. 143-148.

18. Расчет температурных полей. '321.06.00.00.000.1119. ГКАЭ, "Гидропресс". Москва, 1979г.

19. Методика реконструкции образцов для испытаний на ударный и трехточечный статический изгиб материалов корпусов реакторов типа ВВЭР. РД ЭО 0352-2, Москва, 2000.

20. Фридман Я.Б. Механические свойства металлов. Часть 1. Деформация, и разрушение. М.:"Машиностроение", 1974. -472с. Часть 2. Механические испытания. Конструкционая прочность. -М.: "Машиностроение", 1974. -368с.

21. Владимиров В.И. Физическая природа разрушения металлов. М.: "Металлургия", 1984. -280с.

22. Красовский А .Я. Хрупкость металлов при низких температурах. -Киев: "Наук, думка", 1080.-340с.

23. Фотографии изломов были любезно предоставлены д.т.н. Е.А. Кулешовой (РНЦ "Курчатовский институт").

24. U.S. NRC Regulatory Guide 1.99, Rev. 1, 1977.

25. U.S. NRC Regulatory Guide 1.99, Rev. 2, 1988.

26. Методика определения критической температуры хрупкости корпусов реакторов по результатам испытаний малоразмерных образцов. М.: ИАЕ, Инв. № 60/854, 1992.

27. Обоснование методики определения критической температуры хрупкости корпусной стали при испытании малоразмерных образцов на ударный изгиб. М.: ИАЕ, Инв. № 60/739, 1990.

28. Корреляционные соотношения между значениями критической температуры хрупкости, определенными на стандартных и малоразмерных образцах. М.: ИАЕ, Инв. № 60/862, 1992.

29. Амаев А.Д., Крюков A.M., Неклюдов И.М., Паршин A.M., Платонов П.А., Тихонов А.Н., Хлопкин Н.С., Штромбах Я.И. Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов. СПб.: Политехника, 1997.-312с.

30. Kryukov A., Platonov P., Shtrombakh Ya., Nikolaev V., Klausnitzer E., Leitz C., Rieg C.-Y. Investigation of samples taken from Kozloduy unit 2 reactor pressure vessel. Nuclear Engineering and Design, v. 160, 1996, p. 59-76.

31. RPV. Small Specimen Test Techniques, W.R.Corwin, S.T.Rosinskiand E. van Walle, Eds., ASTM STP 1329, 1998, p. 145-159.

32. Амаев А.Д., Королев Ю.Н., Красиков E.A., Штромбах Я.И. Контроль механических свойств материалов корпусов водо-водяных реакторов АЭС для обеспечения их безопасной эксплуатации. Заводская лаборатория. Диагностика материалов. 2000, т. 66, №7, с. 43-51.

33. Potapovs U., Hawthorne J.R. The effect of residual elements on 550°F irradiation response of selected pressure vessel steels and weldments. -Nucl. Applications. 1969, v. 6, No. 1, p. 27.

34. Гурович Б.А., Кулешова E.A., Николаев Ю.А., Штромбах Я.И. Оценка относительного вклада различных механизмов в радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов. -Препринт ИАЭ-6025/11. М.: РНЦ КИ, 1997. 107 с.

35. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Nickel effects on radiation embrittlement of VVER-1000 PRV steels. Abstracts of 20th

36. Symposium on the Effects of Radiation on Materials. Williamsburg, Virginia, June 6-8, 2000, p. 132.

37. Odette G.R., Lucas G.E. Irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels: mechanisms, models, and data correlations. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E.Steele, Ed., ASTM STP 909, 1986, p. 206-241.

38. Steele L.E. Neutron irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels. Technical Report Series No. 163, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1975. - 235 p.

39. Hanninen H. Phenomena of material degradation with time relevant to reactor pressure vessels. Int. J. Pres. Ves. & Piping, 1993, v. 54, p. 930.

40. Haggag F.M. Effects of irradiation temperature on embrittlement of nuclear pressure vessel steels. Effects of Radiation on Materials. A.S.Kumar, D.S.Gelles, R.K.Nanstad and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1175, 1993, p. 172-185.

41. Vitek J.M., Corwin W.R., Klueh R.L. et al. On the saturation of the DBTT of irradiated 12Cr IMoVW with increasing fluence. - J. Nucl. Mater., 1986, v. 141 -143, p. 948-953.

42. Hawthorne J.R., Steele L.E. Metallurgical variables as possible factor controlling irradiation response of structural steels. Effects of Radiation on Structural Metals, ASTM STP 426, 1967, p. 534-572.

43. Smidt F.A., Sprague J.A. Property changes resulting from impurity-defect interactions in iron and pressure vessel steel alloys. Effects of Radiation on Substructure and Mechanical Properties of Metals and Alloys, ASTM STP 529, 1973, p. 78-91.

44. Nikolaeva A.V., Kevorkyan Yu.R and Nikolaev Yu.A. Comparison of observed and predicted data on radiation induced grain boundary phosphorus segregation in WWER type steels. Effects of Radiation on

45. Materials, 19th International Symposium, American Society for Testing and Materials, ASTM STP 1366 Abstract book, M. L. Hamilton, A. S. Kumar, S. T. Rosinski and M. L. Grossbeck, Eds., 1998, p. 51.

46. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Embrittlement of low-alloyed steels due to impurity segregation at intergranular boundaries. Material Science Forum, 1996, v. 207-209, p. 653-656.

47. Крюков A.M., Николаев Ю.А., Николаева A.B. Влияние химического состава на радиационное охрупчивание низколегированных сталей. Атомная энергия, 1998, т. 84, № 4, с. 366-368.

48. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. The nickel effect on mechanical property recovery under post-irradiation annealing. Fourth International Conference on Material Science Problems in NPP

49. Equipment Production and Operation, St. Petersburg, Russia, 1996, v. 1, p. 231-235.

50. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V. Radiation response of nickel-alloyed reactor pressure vessel steel. Transactions of 14th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, Lyon, France, 1997, v. 9, p. 101-108.

51. Odette G.R., Lucas G.E. The effect of nickel on irradiation hardening of pressure vessel steels. Effects of Radiation on Materials. N.H.Packan, R.E.Stoller and A.S.Kumar, Eds., ASTM STP 1046, 1990, p. 323-337.

52. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M. The contribution of grain boundary effects to low-allow steel irradiation embrittlement. J. Nucl. Mater., 1994, v. 218, p. 85-93.

53. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M. The mechanisms of nickel and silicon effect on the radiation sensitivity of reactor pressure vessel materials. Preprint NSI-26-93, Nuclear Safety Institute, Moscow, Russia, 1993. - li p.

54. Николаева A.B., Николаев Ю.А., Крюков A.M. Влияние примесей и легирующих элементов на радиационную стойкость низколегированных сталей. ФММ, 1994, т. 77, вып. 5, с. 171-180.

55. Hawthorne J.R. Significance of nickel and copper content to radiation sensitivity and postirradiation heat-treatment recovery of reactor-vessel steels. Materials Engineering Associates, Inc., Lanham, MD (USA), NUREG/CR-2948, November 1982. - 24 p.

56. Brauer G., Eichhorn F. Considerations about irradiation-induced precipitates in Soviet type reactor pressure vessel steels. Nucl. Eng. and Design, 1993, v. 143, p. 301-307.

57. Ко ik J., Keilova E. Radiation damage structure of WER (Cr-Mo-V Type) RPV steels. J. Nucl. Mater., 1990, v. 172, p. 126-129.

58. Hawthorne J.R. Contributions of selected residual elements to the radiation-embrittlement sensitivity of steel forgings. Naval Research Lab., Washington, D.C. (USA), NRL-7526, 16 November 1972. - 16 p.

59. Hawthorne J.R. Significance of selected residual elements of the radiation sensitivity of A302B steel. Neutron beams. Transactions of the American Nuclear Society USA., 1981, v. 38, p. 304-305.

60. Hawthorne J.R. Significance of selected residual elements of the radiation sensitivity of A302-B steels. Nuclear Technology, 1982, v. 59, p. 440-455.

61. English C.A., Phythian W.J., Foreman A.J.E. Consideration of recoil effects in microstructural evolution. J. Nucl. Mater., 1990, v. 174, p. 135-140.

62. Stoller R.E. Primary damage formation in irradiated materials. JOM, 1996, v. 48, No. 12, p. 23-27.

63. Stoller R.E., Odette G.R., Wirth B.D. Primary damage formation in bcc iron. J. Nucl. Mater., 1997, v. 251, p. 49-60.

64. Stoller R.E. Point defect survival and clustering fraction obtained from molecular dynamics simulations of high energy cascades. J. Nucl. Mater., 1996, v. 233-237, p. 999-1003.

65. Stoller R.E. Non-steady-state conditions and incascade clustering in radiation damage modeling. J. Nucl. Mater., 1997, v. 244, p. 195-204.

66. Heinisch H.L. Correlation of mechanical property changes in neutron-irradiated pressure vessel steels on the basis of spectral effects. J. Nucl. Mater., 1991, v. 178, p. 19-26.

67. Phythian W.J., Stoller R.E., Foreman A.J.E., Calder A.F., Bacon D.J. A comparison of displacement cascades in copper and iron by molecular dynamics and its application to microstructural evolution. J. Nucl. Mater., 1995, v. 223, p. 245-261.

68. Farrell K., Mahmood S., Stoller R.E., Mansur L.K. An evaluation of low temperature irradiation embrittlement mechanisms in ferritic alloys. J. Nucl. Mater., 1995, v. 223, p. 245-261.

69. Николаев Ю.А., Королев Ю.Н., Крюков A.M., Левит В.И., Николаева А.В., Чернобаева А.А., Вишкарев О.М. и Носов С.И. Радиационная стойкость материалов корпусов ядерных реакторов, легированных никелем. Атомная энергия, 1996, т. 80, № 1, с. 3336.

70. Hawthorne J.R:, Hiser A.L. Experimental assessments of Gundremmingen RPV archival material for fluence rate effects studies. Effects of Radiation on Materials. N.H.Packan, R.E.Stoller and A.S.Kumar, Eds., ASTM STP 1046, 1990, p. 55-79.

71. Амаев А.Д., Вихров В.И;, Крюков A.M., Курсаков С.Н., Кузьмин С.И., Соколов М.А. Влияние плотности потока быстрых нейтронов на параметры радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-440. Препринт ИАЭ-4860/11. М.: ИАЭ, 1988. -13с.

72. Serpan C.Z. Damage-function analysis of neutron-induced embrittlement in A302B steel at 550°F (288°C). Effects of Radiation

73. Substructure and Mechanical Properties of Metals and Alloys, ASTM STP 529, 1973, p. 92-126.

74. Remec I., Kam F.B. Neutron spectra at different High Flux Isotope Reactor (HFIR) pressure vessel surveillance locations. NUREG/CR-6117, 1993.- 118 p.

75. Heinisch H.L., Hamilton M.L., Sommer W.F., Ferguson P.D. Tensile property changes of metals irradiated to low doses with fission, fusion and spoliation neutrons. J. Nucl. Mater., 1992, v. 191-194, p. 11771182.

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

77. Miller М.К., Burke M.G. An atom probe field ion microscopy study of neutron-irradiated pressure vessel steels. J. Nucl. Mater., 1992, v. 195, No. 1&2, p. 68-82.

78. Pavinich W.A., Griesbach T.J., Server W.L. An overview of radiation embrittlement modeling for reactor pressure vessel steels. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Ed., ASTM STP 1170, 1993, p. 99-117.

79. Hawthorne J.R., Koziol J.J., Groeschel R.C. Evaluation of commercial production А533-В steel plates and weld deposits tailored for improved radiation resistance. Effects of Radiation on Structural Materials. ASTM STP 570, 1975, p. 83-102.

80. Odette G.R., Lucas G.E., Wirth B.D., Liu C. Current understanding of the effects of environmental and irradiation variables on RPV embrittlement. Twenty-Fourth Water Reactor Safety Information

81. Meeting, October 21-23, 1996, Bethesda, Maryland, USA, NUREG/CP-0157, 1997, v. 2, p. 1-23.

82. Odette G.R. On the dominant mechanism of irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels. Scripta Metall. 1983, v. 17, p. 11831188.

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

84. Давиденков H.H. Динамическая прочность и хрупкость металлов, т. 1, Киев: Наукова думка, 1981.

85. Practical Surface Analysis by Auger and X-ray Photoelectron Spectroscopy, Eds. D.Briggs and M.P.Seah, Chichester-N.-Y.-Brisbane-Toronto-Singapore, 1983.

86. Fisher S.B., Buswell J.T. A model of PWR pressure vessel embrittlement. Int. J. Press. Ves. & Piping, 1987, v. 27, p. 91-135.

87. Забусов O.O., Дементьев А.П., Королев Ю.Н., Красиков Е.А. Межзеренные сегрегации в облученной стали корпусного типа. -Металлы, 1995, № 3, с. 141-146.

88. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Intergranular embrittlement due to impurity segregation. Proceedings of the Conference "Computer Simulation in Material Science", He d'Oleron, France, 1995, p. 11-18.

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

90. Russell К.С., Brown L.M. A dispersion strengthening model based on differing elastic module applied to the iron-copper system. Acta Metal1. 1972, v. 20, p. 969-974.

91. Druce S.G. Application of a United Kingdom Magnox steel irradiation model to the HFIR pressure vessel. Effects of Radiation on Materials, N.H.Packan, RE.Stoller and A.S.Kumar, Eds., ASTM STP 1046, 1990, p. 30-44.

92. Faulkner R.G., Little E.A. Predictions of interfacial phosphorus segregation in irradiated ferritic steels. Effects of Radiation on Materials. A.S.Kumar, D.S.Gelles, R.K.Nanstad and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1175, 1993, p. 54-65.

93. Odette G.R., Lucas G.E., Griesbach T.J. Irradiation effects on aging of pressure vessel steels. Proceedings of the International Conference on Nuclear Power Plant, Aging, Availability Reactor and Reliability Analysis. San Diego, 1985, p. 375-384.

94. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M., Shtrombakh Ya.I., Platonov P.A. Radiation embrittlement of WER-1000 RPV steels. -Ageing Materials Evaluation and Studies (AMES) Workshop on RPV Life Predictions, Madrid, Spain, November 2, 1999, p. 35 -44;

95. Kryukov A.M., Nikolaev Yu.A., Planman Т., Platonov P.A. Basic results of the Russian WWER-1000 surveillance program. Nuclear Engineering and Design., 1997, v. 173, p. 333-339.

96. Pachur D., Sievers G. Irradiation program for pressure vessel steels. -KFA Jiilich, April, 1974.

97. Hawthorne J.R., Hiser A.L. Influence of fluence rate on radiation-induced mechanical property changes in reactor pressure vessel steels. -NUREG/CR-5493. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1990.-342 p.

98. Амаев А.Д., Астафьев A.A., Карк Г.С., Крюков A.M. Влияние фосфора и меди на радиационное охрупчивание низколегированных сварных швов переменного состава. Атомная энергия, 1986, т. 60, с. 321-326.

99. Николаев В.А., Рыбин В.В., Баданин В.И. О роли примесей в радиационном охрупчивании низколегированной стали. Атомная энергия, 1979, т. 47, № 1, с. 21-25.

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

101. Утевский JI.M. Отпускная хрупкость стали. М.: Металлургиздат, 1961.-191 с.

102. Баданин В.И. Влияние легирующих элементов на радиационное охрупчивание стали типа 15Х2МФА. Вопросы судостроения. Серия: Металловедение, 1975, № 20, с. 86-91.

103. Николаев В.А., Баданин В.И. Влияние примесей на охрупчивание феррито-перлитной стали при нейтронном облучении и тепловых выдержках. Изв. АН СССР, Металлы, 1975, № 2, с. 126-132.

104. Вишкарев О.М., Звездин Ю.И., Туряков Г.А. Радиационная стойкость материала корпусов ВВЭР. Труды ЦНИИТМАШ, 1989, №215, М., с. 16-23.

105. Hawthorne J.R. Contributions of selected residual elements to the radiation embrittlement sensitivity of steel forgings. J. Test, and Eval., 1973, v. 1, No. 5, p. 439-444.

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

107. Beaven Р;А., Frisius F., Kampmann R., Wagner R., Hawthorne J.R. SANS investigation of irradiated A533-B steels doped with phosphorus. Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E.Steele, Ed., ASTM STP 1011, 1989, p. 243-256.

108. Buswell J.T., Phythian W.J., McElroy R.J., Dumbill S., Ray P.H.N., Mace J., Sinclair R.N. Irradiation-induced microstructural changes, and hardening mechanisms, in model PWR reactor pressure vessel steels. -J. Nucl. Mater., 1995, v. 225. p. 196-214.

109. Odette G.R., Lucas G.E. The effect of heat treatment on irradiation hardening of pressure vessel steels. Proceedings of the 3rd International Symposium on Environmental Degradation of Materials in

110. Nuclear Power Systems Water Reactors, G.J.Thens and J.R.Weeks, Eds., The Metallurgical Society, Inc., Warrendale, PA, 1988, p. 95-104.

111. Горынин И.В., Баландин Ю.Ф., Звездин Ю.И. и др. Сопротивление хрупкому разрушению и радиационному охрупчиванию материалов корпусов водо-водяных энергетических реакторов. -ФХММ, 1983, т. 19, № 4, с. 96-103.

112. February 26 March 1, 1979, Vienna, Austria, IWG-RRPC-79/3, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1979, p. 18-27.

113. Бокштейн B.C., Копецкий Ч.В., Швиндлерман JI.С. и др. Структура и свойства внутренних поверхностей раздела в металлах. М.: Наука, 1998.-272 с.

114. Грузин П.Л., Мураль В.В. Влияние легирования на диффузию фосфора в феррите. ФММ, 1964, 17, с. 384-389.

115. Dumoulin P., Guttmann М., Poucault М. Role of molybdenum in phosphorus-induced temper embrittlement. Met. Sci., 1980, v. 14, N 6, p. 1-15.

116. Esmailzadeh В., Kumaz A., Gainer FA. The influence of silicon on void nucleation in irradiated alloys. J. Nucl. Mater., 1985, v. 133&134, p. 590-593.

117. Rothman S.J., Nowicki L.J., Murch G.E. Self-diffusion in austenitic Fe-Cr-Ni alloys. J. Phys. F, 1980, v. 10, N 3, p. 383-398.

118. Gurovich В .A., Korolev Yu.N., Kuleshova E.A., Nikolaev Yu.A., Shtrombakh Ya.I. Irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels due to mechanisms other than radiation hardening. Effects of

119. Radiation on Materials, ASTM STP 1325, R.K. Nanstad, M.L. Hamilton, F.A. Garner and A.S. Kumar, Eds., American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1999, p. 271-295.

120. Standard Guide for prediction neutron radiation damage to reactor vessel materials. E706 (IIF), ASTM E900-98.

121. Применение передовых технологий для исследования материалов образцов-свидетелей 1-го блока Калининской АЭС. Проект ТАСИС No. R 2.06/96. Док. №: R2.06/96/RF/GD/0301/01. РНЦ КИ, Москва, 2000.

122. Akamatsu М:, Van-Duysen J.C., Pareige P., Auger P. Experimental evidence of several contributions to the radiation damage of ferritic alloys. J. Nucl. Mater., 1995, v. 225, 192-195.

123. Little E.A. Strain ageing and neutron scattering on irradiated PWR pressure vessel steels. Effects of Radiation on Materials, F.A.Garner and J.S.Perrin, Eds., ASTM STP 870, 1985, p. 1009-1026.

124. Kryukov A. The state of the art of WWER type RPV: radiation embrittlement and mitigation. Irradiation Effects and Mitigation.

125. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting held in Vladimir, Russian Federation, 1997, IWG-LMNPP-97/2, p. 23-41.

126. Davies M., Kryukov A., English C., Nikolaev Yu., Server W.L. A comparison of East/West steels for pressurized water reactors. In: Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1366, 2000, p. 3-15.

127. Williams T.J., Ellis D., English C.A., Hyde J. A model of irradiation damage in high nickel submerged arc welds. International Journal of Pressure Vessels and Piping, 2002, v. 79, p. 649-660.

128. Анализ и систематизация имеющихся представительных данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов ВВЭР-1000 с различным содержанием никеля (исследовательские программы). -РНЦ КИ, ЦНИИ КМ «Прометей», Инв. № 62-1874, 2002 г.

129. Кеворкян Ю.Р., Николаев Ю.А., Николаева А.В. Влияние каскадных микропор на диффузионные потоки точечных дефектов в материалах корпусов реакторов. Атомная энергия, 1999, т. 86, № 5, с. 370-383.

130. Орлов А.Н., Перевезенцев В.Н., Рыбин В.В. Границы зерен в металлах. М.: Металлургия, 1980. 156 с.

131. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M. Grain boundary embrittlement due to reactor pressure vessel annealing. J. Nucl. Mater., 1994, v. 211, p. 236-243.

132. Звездин Ю.И., Николаев Ю.А., Шур Д.М. Методика исследования зернограничной фосфорной сегрегации в низколегированной стали и ее влияние на сопротивление хрупкому разрушению. Заводская лаборатория, 1993, № 2, с. 61-63.

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

134. Кайбышев О.А., Валиев Р.З. Границы зерен и свойства металлов. -М.: Металлургия. 1987. 214 с.

135. Vitek V., Smith D.A., Pond R.C. Structure of boundaries in b.c.c. metals. Phil. Mag. A, 1980, v. 41, No. 5, p. 649-663.

136. Hashimoto M., Ishida Y., Yamamoto R., Doyama M. Atomic studies of grain boundary segregation in Fe-P and Fe-B alloy. Acta met., 1984, v. 32, No. l,p. 1-11.

137. Hashimoto M., Ishida Y., Yamamoto R., Doyama M., Fudjiwara T. Transformation of the grain boundary structure in iron by phosphorus segregation. Scripta Metallurgies 1982, v. 16, No. 3, p. 267-270.

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

139. Мак Лин Д. Границы зерен в металлах. М.: Металлургиздат. 1960. - 322 с.

140. Langmuir I. J. Amer. Chem. Soc., 1918, v. 40, p. 136.

141. Бокштейн Б.С., Швиндлерман Л.С. Эффект внутренней адсорбции в твердых телах. Препринт /ИФТТ АН СССР: Черноголовка, 1978.-25 с.

142. Hondros E.D., Sesh М.Р. Segregation to interfaces. Internat. Met. Rev., 1977, No. 12, p. 261-303.

143. Seah M.P., Hondros E.D. Grain boundary segregation. Proc. Roy. Soc. Lond., 1973, v. 535A, No. 1601, p. 191-212.

144. Fowler R.H., Guggenheim E.A. Statistical thermodynamics. -Cambrige: Interscience Publishers. 1960. 346 p.

145. Ucisik А.Н., McMahon C.J., Feng H.C. The influence of intercritical heat treatment on the temper embrittlement of rotor steels. Met. Trans., 1978, v. 9А, No. 3, p. 321-329.

146. Spink G.H. Reveraible temper embrittlement of rotor steels. Met. Trans., 1977, v. 8А, No. 1, p. 135-143.

147. Guttmann M. The role of residuals and alloying elements in temper embrittlement. Phil, trans. R. Soc. Lond. A, 1980, 295, p. 169-196.

148. Seah M.P. Grain boundary segregation and the T-t dependence of temper brittleness. Acta Met., 1977, v. 25, No. 3, p. 345-357.

149. Карк Г.С. Влияние концентрации фосфора в перлитной стали на зернограничный примесный максимум внутреннего трения.

150. Труды ЦНИИТМАШ, № 178, М., 1983, с. 23-34.

151. Guttmann М. The link between equilibrium segregation and precipitation in ternary solutions exhibiting temper embrittlement. -Metal Sci., 1976, No. 10, p. 337-341.

152. Карк Г.С., Астафьев А.А. Отпускная хрупкость низколегированных Cr-Ni-Mo сталей. Труды ЦНИИТМАШ, № 177, М., 1983, с. 43-66.

153. Николаева А.В., Николаев Ю.А., Шур Д.М., Чернобаева А.А. Прогнозирование склонности Cr-Ni-Mo стали к отпускной хрупкости. ФММ, 1993, т. 76, вып. 5, с. 163-170.

154. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M. Temper embrittlement of low-alloyed steels due to segregation at intergranular boundaries.

155. V Abstract Book of 7th International Conference "Intergranular and1.terface Boundaries in Materials", Lisbon, Portugal, 1995, p. 201.

156. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M. Estimation of grain boundary embrittlement due to reactor pressure vessel annealing. -Preprint NSI-3-93, Nuclear Safety Institute, Moscow, Russia, 1993. -9p.

157. Takayama S., Ogura Т., Shin-Cheng Fu, McMahon C.J. The calculation of transition temperature changes in steels due to temper embrittlement. -Met. Trans., 1980, v. llA,No. 9, p. 1513-1530.

158. Polit A., D'Anna R., Buzzichelli J. Effect of austenite grain size and thermal histiry on low-temperature of Ni-Cr-Mo-V rotor steel. Met. Sci., 1981, v. 15, No. 6, p. 278-280.

159. Мельников Н.П., Гладштейн Jl.И., Гавриленко Л.Г., Патон Б.Е., Медовар Б.И., Савенко В .Я. Сталь с карбонитридным упрочнением электрошлакового переплава для крупногабаритных сосудов давления. Сталь, 1985, № 12, с. 65-69.

160. McMahon C.J., Gentner D.H., Ucisik А.Н. Исследование влияния размера зерна и твердости на порог хладноломкости стали 2.25 Сг -1 Мо, подвергнутой отпускному охрупчиванию. Теоретические основы, 1984, т. 106, № 1, с. 66-70.

161. Платонов П.А., Красноштанов В.Ф., Кеворкян Ю.Р. Моделирование процессов образования и отжига дефектов в областях повреждения, создаваемых каскадами столкновений в альфа-железе. Атомная энергия, 1975, т. 39, вып. 4, с. 260-264.

162. Finnis M.W., Sinclair J.E. A simple empirical N-body potential for transition metals. Phil. Mag. A, 1984, v. 50, No. 1, p. 45-55.

163. Huntington H.B. Solid State Physics, v. 7, Eds. F.Seitz and D.Turnbull, Academic Press, Inc., N.-Y., 1984. 274 p.

164. Самсонов Г.И., Прядко И.Ф., Прядко Л.Ф. Конфигурационная модель вещества. Киев, "Наукова думка", 1971.

165. Бокштейн Б.С., Бокштейн С.З., Жуховицкий А.А. Термодинамика и кинетика диффузии в твердых темах. М.: Мир, 1971. - 277 с.

166. Oikawa М. Review of lattice diffusion of substitutional impurity in iron. A summary report. Technology Reports, Tohoku Univ., 1982, v. 47, p. 215-224.

167. Simonen E.P. Predicted irradiation effects on alloy aging kinetics. -Proceedings of the international conference on nuclear power plant, aging, availability reactor and reliability analysis, San Diego, USA, 1985, p. 157-164.

168. Gibson J.B., Goland A.N., Milgram M., Vineyared G.H. Dynamics of radiation damage. Phys. Rev., 1960, v. 120, No. 6, p. 1229-1253.

169. Mikhlin E.Y., Nelaev V.V. On the increase of the Frenkel defect recombination zone in a-iron caused by hydrostatic compression. -Phys. Stat. Sol. (a), 1976, v. 35, No. 1, p. K81-K84.

170. Jonson R.A. Point defect calculation1 for a fee lattice. Phys. Rev., 1966, v. 145, No. 2, p. 423-433.

171. Schroeder K., Dettmann K. Diffusion reactions in long range potentials. Z. Physic B, 1975, v. 22, No. 2, p. 343-350.

172. Woite T.R. Theoretical treat of the kinetics of diffusion-limited reactions. Phys. Rev., 1957, v. 107, No. 2, p. 463-470.

173. Becher D.F., Dworschak F., Wollenberger H. Analysis of point defect states in copper. Phys. Stat. Sol. (b), 1972, v. 54, No. 2, p. 455-462.

174. Lennartz R., Dworchak F., Wollenberger H. Frenkel pair recombination radius in copper as a function of temperature. J. Phys. F, 1977, v. 7, No. 11, p. 2011-2019.

175. Dural J., Ardoncean J., Josset J.C. Endommagement du fer par irradiation aux electrons a 20 K. J. Physique, 1977, v. 38, No. 8, p. 1007-1011.

176. Шалаев A.M. Радиационно-стимулированная диффузия в металлах. М.: Атомиздат, 1972. - 148 с.

177. Печенкин В.А. О сегрегации на границах зерен при облучении многокомпонентных сплавов: Препринт ФЭИ-2788, 1999.-49 с.

178. Practical surface analysis by Auger and X-ray photoelectron spectroscopy. Eds. D.Briggs, M.P.Seach (Chichester - New-York -Brisbane - Toronto - Singapore), 1983. - 470 p.

179. Hudson J.A., Druce S.G., Gage G., Wall M. Thermal ageing effects in structural steels. Theoretical and Application Fracture Mechanics, 1988, v. 10, p. 123-133.

180. Gurovich B.A., Ryazanov A.I., Elesin L.A., Altovsky I.A., Platonov P.A. Motion; of dislocation in stainless steel during the fast neutron irradiation. ASTM STP, 1976, v. 570, p. 599-618.

181. 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.

182. 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.

183. Kohopaa J. Effects of post-irradiation thermal annealing on radiation embrittlement behavior of Cr-Mo-V alloyed weld metals. Acta Polytechnica Scandinavica, Mechanical Engineering Series, 1998, No. 132.-112 p.

184. Николаева A.B., Николаев Ю.А., Кеворкян Ю.Р. Восстановление механических свойств облученной стали при термическом отжиге. Атомная энергия, 2001, т. 90, вып. 6, с. 457-460.

185. Nanstad R.K., Iskander S.I.', Sokolov M.A., Ghernobaeva A.A., Nikolaev Yu.A., Kryukov A.M., Korolev Yu.N. Effects of thermal annealing and reirradiation on toughness of reactor pressure vessel steels.-NUREG/CP-0157, 1997, v. 2, p. 99-110.

186. Korolev Yu.N., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A., Krasikov Ye.A., Platonov P.A. Application of the reconstituted subsize specimens for assessment of irradiation embrittlement of RPV steels. Small

187. Specimen Test Techniques: Fourth Volume, ASTM STP 1418, 2002, p. 151-178.

188. Platonov P.A., Nikolaev Y.A., Shtrombakh Y.I. Radiation embrittlement kinetics of the first generation of VVER-440 RVPs after post-irradiation annealing. International Journal of Pressure Vessels and Piping, 2002, v. 79, No. 8-10, p. 643-648.

189. Pareige P., Stoller R.E., Russel 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. Mater., 1997, v. 249, p. 165-174.