Разработка методов прогнозирования длительной и циклической прочности аустенитных сталей в условиях нейтронного облучения на основе физико-механического моделирования процессов разрушения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.16.09, кандидат технических наук Бучатский, Андрей Александрович

• Бучатский, Андрей Александрович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Бучатский, Андрей Александрович

Введение.

1. Существующие методы прогнозирования свойств материала для расчета на прочность элементов реакторов на быстрых нейтронах.

1.1. Условия работы и прочность элементов реактора на быстрых нейтронах 10 1.1.1. Условия эксплуатации, характерные типы нагружения и предельные состояния элементов реактора.

1.2. Методы прогнозирования длительной прочности материалов в исходном и облученном состояниях.

1.2.1. Эмпирические подходы.

1.2.2. Использование теории Качанова-Работнова.

1.2.3. Учет влияния нейтронного облучения.

1.3. Методы прогнозирования циклической прочности.

1.3.1. Методы прогнозирования циклической прочности без учета ползучести.

1.3.2. Методы, прогнозирования циклической прочности при наличии ползучести.

1.4. Обзор методов, описывающих кинетику роста трещины при длительном статическом нагружении.

1.4.1. Анализ зависимостей, описывающих кинетику роста трещины при ползучести.

1.4.2. Расчетные методы определения С -интеграла.

1.5. Анализ существующих методов, их ограничений и постановка задачи исследования.

1.5.1. Анализ методов прогнозирования длительной прочности.

1.5.2. Анализ методов прогнозирования циклической долговечности.

1.5.3. Анализ методов прогнозирования скорости роста трещины в условиях ползучести.

1.5.4. Постановка задач исследования.

2. Прогнозирование длительной прочности и пластичности аустенитных материалов в условиях ползучести и нейтронного облучения.

2.1. Физико-механическая модель межзеренного разрушения.

2.1.1. Критерий разрушения.

2.1.2. Уравнение зарождения пор по границам зерен.

2.1.3. Уравнение роста пор.

2.1.4. Определяющие уравнения.

2.2. Определение параметров, необходимых для расчетов по модели.

2.2.1. Механические свойства в исходном и облученном состояниях.

2.2.2. Распухание при нейтронном облучении.

2.2.3. Ползучесть при нейтронном облучении.

2.2.4. Определение калибровочных параметров модели.

2.3. Прогнозирование длительной прочности и пластичности аустенитных материалов при различных температурах и условиях облучения.

2.3.1. Верификация модели.

2.3.2. Построение расчетных кривых длительной прочности для стали типа

Х18Н9.

2.4. Методы расчета долговечности элементов конструкций.

2.4.1. Расчет повреждений с помощью силового и деформационного критериев.

2.4.2. Определение критерия начала второй стадии ползучести.

2.4.3. Выбор консервативного подхода для оценки повреждений.

2.5 Выводы по главе 2.

3. Прогнозирование сопротивления малоцикловому и многоцикловому усталостному разрушению при нейтронном облучении стали типа Х18Н9.

3.1. Основные положения процедуры построения кривых усталости.

3.2. Процедура построения кривых усталости при отсутствии эффектов ползучести (Т<450°С).

3.2.1. Учет асимметрии цикла нагружения.

3.2.2. Определение параметров в уравнении Коффина-Мэнсона.

3.2.3. Описание температурных зависимостей параметров а0д, а„ и sf уравнения Коффина-Мэнсона аустенитных сталей в условиях нейтронного облучении.

3.2.4. Расчетные кривые сопротивления усталостному разрушению при

Т <450 °С.

3.3. Процедура построения кривых усталости при наличии эффектов ползучести (Т>450°С).

3.4.Верификация метода прогнозирования циклической прочности.

3.4.1. Сопоставление расчетных и экспериментальных результатов (для материала в исходном состоянии).

3.4.2. Сопоставление расчетных и экспериментальных результатов (для материала в облученном состоянии).

3.5. Построение нормативных кривых сопротивления усталостному разрушению.

3.6. Процедура формирования циклов при сложном нагружении и объемном напряженном состоянии.

3.6.1 Процедура определения профиля нагружения и размаха деформаций при нестационарном нагружении.

3.6.2 Формирование циклов нагружения.

3.7. Расчет повреждений при взаимодействии усталости и ползучести.

3.8 Выводы по главе 3.

4. Прогнозирование кинетики трещин в условиях ползучести и нейтронного облучения.

4.1. Обобщение имеющихся данных по скорости роста трещин при ползучести для аустенитных сталей в исходном состоянии.

4.2. Процедура учета влияния нейтронного облучения на скорость роста трещины в условиях ползучести.

4.3. Определение коэффициентов зависимости скорости роста трещины в условиях нейтронного облучения.

4.3.1. Влияние флакса нейтронов и температуры на скорость роста трещины при ползучести.

4.3.2. Влияние предварительного флюенса нейтронов на скорость роста трещины при ползучести.

4.3.3. Нормативные кривые скорости роста трещины аустенитных сталей в условиях ползучести и нейтронного облучения.

4.3.4. Оценка сходимости результатов прогноза процесса роста трещины ползучести.

4.4. Расчет роста трещины в элементе конструкции по механизму усталости и ползучести.

4.6. Выводы по главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка методов прогнозирования длительной и циклической прочности аустенитных сталей в условиях нейтронного облучения на основе физико-механического моделирования процессов разрушения»

Одним из перспективных направлений развития атомной энергетики является разработка атомных реакторов на быстрых нейтронах, топливом для o Tic которых может служить U" с небольшим добавлением U" . Актуальность строительства таких реакторов в настоящее время особенно возрастает, т.к. в

238 235 природе имеется 99,3% U и всего 0,5% U , что при современном уровне работы реакторов на медленных нейтронах и с учетом темпов строительства новых блоков с такими реакторами приведет к исчерпанию запасов U235 через 20-30 лег.

Важным направлением в области разработки реакторов на быстрых нейтронах являются реакторы, где в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. В настоящее время «натриевая технология» применительно к атомным реакторам хорошо отработана во Франции и в большей степени в России. В СССР успешно работал реактор БН-350, а в настоящее время в РФ эксплуатируется реактор БН-600, срок службы которого намечено продлить до 45 лет. Уместно отметить, что результат настоящей диссертационной работы во многих аспектах послужили основой для обоснования продления срока службы реактора БН-600. Кроме того, сейчас ведется строительство реактора БН-800, и проектируется реактор БН-1200.

Во Франции в 2010 году будет выведен из эксплуатации успешно эксплуатирующийся в течении 30 лет реактор «PHENIX» - 350 МВт. К сожалению, из-за проблем с парогенераторным оборудованием ранее был выведен из эксплуатации реактор «SUPERPHENIX» - 1600 МВт. Сейчас ведутся интенсивные работы по проектированию нового реактора на быстрых нейтронах. С точки зрения материаловедения принципиальным отличаем Французских реакторов от Российских (за исключением проектируемого БН-1200) является то обстоятельство, что все элементы, подвергающиеся интенсивному облучению являются принципиально заменяемыми. Для незаменяемых элементов Французских реакторов максимальная повреждающая доза не превышает 2

91 1 смещений на атом (сна) (флюенс нейтронов 4,4-10 н/см Е>0,1 МэВ), а для Российских реакторов (например для БН-600) на конец срока эксплуатации (45 лет)

21 о повреждающая доза составляет 45 сна (F«100-10 н/см"). Из имеющихся данных следует, что доза порядка 2 сна не является значимой для аустенитных хромоникелевых сталей, применяемых для изготовления оборудования реакторной установки. В то же время доза 45 сна может оказывать весьма существенное влияние на процессы охрупчивания материала, а также на ускорение накопления повреждений особенно в области температур эксплуатации реактора на быстрых нейтронах 500^550 °С.

Анализ условий эксплуатации реактора показывает, что основными возможными механизмами повреждения и разрушения элементов оборудования являются повреждения, обусловленные ползучестью и усталостью активизированные нейтронным облучением. Поэтому для адекватного анализа работоспособности элементов отечественных реакторов, подвергаемых нейтронному облучению, необходимо знать свойства, характеризующие сопротивление материала разрушению (зарождению и развитию трещины) при длительных статических и циклических термомеханических нагрузках по механизмам ползучести и усталости.

Следует также отметить необходимость иметь зависимости, описывающие радиационное распухание материала, приводящее к значительному изменению размеров элементов и, как следствие, к невозможности их нормального функционирования.

К моменту начала работы над данной диссертацией состояние дел в области указанных проблем было следующим. В основном документе, включающим в себя информацию по служебным характеристикам материала и методам расчета на прочность «Нормы расчета на прочность.(Г1НАЭ Г-7-002-86)» отсутствуют данные по длительной прочности и пластичности для материала, подвергающегося нейтронному облучению. Методы, позволяющие прогнозировать усталостное повреждение, не являются адекватными и могут давать в ряде случаев слишком консервативную оценку долговечность элемента, а в ряде случаев слишком оптимистическую. Учет нейтронного облучения сводится к введению эмпирических коэффициентов, уменьшающих полученную расчетную долговечность. Величины этих коэффициентов были получены из так называемых пост-реакторных испытаний: вначале образец облучался, а потом облученный образец нагружался, и определялась его длительная прочность. Реально материал нагружается и облучается одновременно. Накопление повреждений в этом случае может происходить более интенсивно.

Несмотря на отмеченные недостатки Нормативного подхода (Нормы ПНАЭГ) его консервативность обеспечивалась общим принципом: прочность и долговечность элемента конструкции обеспечивается лишь до тех пор пока не зародиться трещина. Иными словами, принималось, что зарождение трещины эквивалентно разрушению элемента конструкции. Очевидно, что для адекватной оценки прочности и долговечности элементов конструкций необходимо уметь прогнозировать кинетику трещины в условиях, характерных для эксплуатации реактора. Как видно Нормативный подход не отражают требуемого уровня знания для оценки прочности и долговечности элементов реакторов типа БН.

В то же время следует отметить цикл работ Киселевского, в которых представлены очень трудоемкие и дорогостоящие внутриреакторные эксперименты по нагружению образцов под облучением и анализ их долговечности и прочности. Необходимо также отметить, что временная база проведенных экспериментов не превышала нескольких тысяч часов, что в сто раз меньше срока службы реактора. Киселевским был выполнен также ряд пионерских теоретико-экспериментальных работ по прогнозированию длительной прочности и сопротивления усталости материала в условиях облучения. Поскольку данные работы выполнялись сугубо с механических позиций, их практическое применение было затруднительным ввиду необходимости определению большого количества взаимосвязанных эмпирических параметров.

К настоящему времени достаточно хорошо развиты методы прогнозирования кинетики трещины при длительном статическом и циклическом нагружении. Эти методы широко используют новый параметр механики разрушения С*-интеграл. В то же время отсутствуют методы, позволяющие прогнозировать кинетику трещины с учетом нейтронного облучения.

Из вышеизложенного следует, что для прогнозирования свойств материала элемента реактора типа БН невозможно опираться только на экспериментальные методы и на сугубо механические подходы. Поэтому в диссертации был использован так называемый локальный подход, суть которого заключается в учете физических процессов накопления повреждений в материале, происходящих на микро и макроуровне, и формулировке криетрия разрушения элементарного объема (например, зерна поликристаллического материала) в терминах механики деформируемого твердого тела. Процесс развития трещины в материале представляется как последовательное разрушение элементарных объемов материала у вершины, движущейся трещины.

В настоящей диссертационной работе разработана физико-механическая модель межзеренного разрушения материала в условиях ползучести и нейтронного облучения. Модель позволяет прогнозировать длительную прочность и пластичность аустенитных сталей при нейтронном облучении. Кроме того, в рамках диссертации разработан инженерный метод построения усталостных кривых при различной скорости деформирования с учетом эффектов ползучести и нейтронного облучения. Разработан также метод прогнозирования кинетики трещины при нейтронном облучении.

На основании разработанных методов, имеющихся и полученных экспериментальных данных построены нормативные зависимости служебных характеристик материала, а также предложен метод расчета накопления повреждений, позволяющий проводить адекватный прогноз прочности и долговечности элементов оборудования реакторов типа БН.

Разработанные методы послужили базой для разработки Руководящего документа «Методика расчета прочности основных элементов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. РД ЭО 1.1.2.09.0714-2007» [1], одобренного РОСТЕХНАДЗОРОМ.

Заключение диссертации по теме «Материаловедение (по отраслям)», Бучатский, Андрей Александрович

Выводы по работе

1. Показано, что нейтронное облучение приводит:

- к увеличению доли межзеренного скольжения при упрочнении тела зерна за счет возникновения в нем радиационных дефектов, и как следствие к увеличению скорости зарождения пор по границам зерен;

- к ускорению диффузионных процессов (диффузии вакансий) и, как следствие, к увеличению скорости роста пор;

- к увеличению скорости ползучести;

Эти процессы приводят к снижению длительной прочности и пластичности материала.

2. Разработана и верифицирована физико-механическая модель межзеренного разрушения, учитывающая влияние нейтронного облучения, на длительную прочность и пластичность аустенитных сталей. Верификация проведена для сталей типа Х18Н10Т и Х18Н9.

3. Разработан алгоритм определения параметров физико-механической модели на основе результатов кратковременных и длительных испытаний на растяжение в исходном, облученном (пост-реакторные испытания) и облучаемом (внутриреакторные испытания) состояниях материала.

4. Сформулированы определяющие уравнения для описания вязкопластического деформирования материала с учетом его разрыхления, обусловленного зарождением и ростом пор. На основании обобщения экспериментальных данных получены уравнения, описывающие увеличение скорости ползучести в зависимости от уровня интенсивности потока нейтронов.

5. Для построения нормативных зависимостей длительной прочности разработана процедура определения коэффициентов запаса. Введен коэффициент запаса, обусловленный разбросом свойств материала, и коэффициент запаса, связанный с погрешностью прогнозирования длительной прочности с помощью физико-механической модели. Построены нормативные кривые длительной прочности для стали типа Х18Р19, (один из основных материалов для изготовления элементов РУ типа БР1) при различных уровнях интенсивности потока нейтронов.

6. Проанализированы различные критерии для расчета повреждений при нестационарном нагружении элемента конструкции в режиме ползучести и показано, что: а) силовой критерий является консервативным, если напряжение возрастает (т.е. переходит с низкого уровня к высокому). б) силовой критерий является неконсервативным, если напряжение снижается (т.е. переходит с высокого уровня на низкий). в) деформационные критерии в большинстве случаев дают адекватный прогноз. Ввиду сложности использования деформационных критериев, требующих точной оценки деформаций ползучести, для расчета повреждений и долговечности элементов конструкций предлагается в практических расчетах использовать силовой критерий. Применение силового критерия обеспечивает адекватные или консервативные оценки повреждений, в случае выполнения следующих условий: нагружение конструкции характеризуется периодическим изменением напряжения;

- НДС элемента конструкции описывается только Iой и IIой стадией ползучести. Третья стадия ползучести не учитывается.

7. Проведены экспериментальные исследования по определению сопротивления термической усталости облученных образцов, вырезанных из пакета-имитатора тепловыделяющей сборки, облученного в реакторе БН-600.

8. Разработан и верифицирован метод прогнозирования циклической прочности аустенитных сталей при различных температурах, учитывающий влияние скорости деформирования и нейтронного облучения. Для построения семейства кривых усталости с различной скоростью деформирования в цикле используются данные по длительной прочности и пластичности. Данный метод позволяет получить семейства кривых усталости при различных флюенсах и интенсивностях потока нейтронов.

9. Посредством сопоставления экспериментальных данных и прогнозируемых величин определены коэффициенты запаса и построены нормативные кривые усталости.

10. Выполнен анализ суммирования повреждений при взаимодействии усталости и ползучести. Показано, что принцип линейного суммирования повреждений не дает консервативной и адекватной оценки долговечности, в связи с чем рекомендован метод нелинейного суммирования повреждений, используемый в кодах США и Франции.

11. Разработан метод прогнозирования скорости роста трещины в условиях ползучести с учетом нейтронного облучения. Метод базируется на расчете НДС элементарной ячейки у вершины трещины и анализе ее долговечности на основе физико-механической модели межзеренного разрушения.

12. На основании проведенных по разработанному методу расчетов получены инженерные зависимости, позволяющие прогнозировать развитие трещины во времени при различных уровнях интенсивности потока нейтронов и накопленного к моменту начала развития трещины флюенса нейтронов.

13. Разработанные методы и подходы, а так же полученные на их основании нормативные кривые и зависимости легли в основу отраслевого руководящего документа "Методика расчета прочности основных элементов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. РД ЭО 1.1.2.09.0714-2007", одобренного РОСТЕХНАДЗОРОМ (см. Приложение).

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Бучатский, Андрей Александрович, 2009 год

1.1.2.09.0714-2007 Методика расчета прочности основных элементов реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Концерн «РОСЭНЕРГОАТОМ», 2007.

2. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах: уч. пособие для вузов/под ред. Ф.М.Митенкова.- М.:Энеогоатомиздат, 1985.

3. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86)/Госатомэнергонадзор СССР. М.: Энергоатомиздат, 1989. - 525 с.

4. Качанов JI.M. Основы теории пластичности. — М.: Наука, 1969. 420с.

5. Работнов Ю.Н. Ползучесть элементов конструкций. М.: Наука, 1966.752 с.

6. Raj R., Ashby М. F. Intergranular fracture at elevated temperature///!eta. Met. — 1975.-V. 23.-P. 653-666.

7. Needleman A., Rice J. R. Plastic crcep flow effects in the diffusive cavitation on grain boundaries/Mcta Met. 1980. - V. 28. - P. 1315-1332.

8. Tvergaard V.On the creep constrained diffusive cavitation on grain boundary facetsIIJ. Mech. Phys. Solids. 1984. - V. 32. - P. 373-391.

9. Riedel H. Fracture at High Temperatures. Springer Vergal, Berlin, 1987.

10. Van der Giessen, Tvergaard V. Development of final creep failure in polycrystalline aggregates I/Acta Metall. Mater. 1994. - V. 42. - P. 959-973.

11. Van der Giessen, Tvergaard V. Micromechanics of intergranular creep failure under cyclic loading/A4cta Metall. Mater. 1996. - V. 44. - P. 2697-2710.

12. Cocks A.C.F., Ashby M.F. Integranular fracture during power-law creep under multiaxial stressesHMetal Science. 1980. - V. 8-9. - P. 395-402.

13. Карзов Г.П., Марголии Б.З., Швецова В.А. Физико-механическое моделирование процессов разрушения. СПб.: Политехника, 1993. - 391 с.

14. Писаренко Г.С., Киселевский В.Н. Прочность и пластичность материалов в радиационных потоках. Киев: Наук, думка, 1979. - 284 с.

15. Балашов В. Д., Вотинов С. Н., Прохоров В. И. Влияние облучения на механические свойства сплавов системы Fe — Сг — Ni. В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М., 1970, с. 101—120.

16. Бондарев Ю. А., Занько В. И., Лакин Ю. Г. Частотно-импульсный метод измерения перемещений в температурных и радиационных полях.— В кн.: Техника радиационного эксперимента. М., 1974, с. 71—73. (Тр. Моск. инж.- физ. ин-та; Вып. 2).

17. Вотинов С. Н., Лосев Н. П., Прохоров В. И. и др. Оценка внутриреакторной длительной прочности конструкционных материалов.— Пробл. прочности, 1971, № 5, с. 61—64.

18. Balashov V. D., Votinov S. N. Grintshuk P. P. et al. The role of in-pile irradiation in producing- high-temperature brittlenes in steels.— In: Radiat damage reactor mater, proc. symp., Vienna, 1969. Vienna, 1969, vol. 1, p. 417—427.

19. Ross-Ross P. A., Hunt С. E. L. The in-reactor creep of cold worked Zircaloy-2 and Zirconium-2.5 wt% niobium pressure tubes.— J. Nucl. Mater., 1968, 26, N 7, p. 2—17.

20. C.H. Вотинов, В.И. Прохоров, З.Е. Островский. Облученные нержавеющие стали. -М.: Наука, 1987. 128 с.

21. Ибрагимов Ш.Ш., Кирсанов В.В., Пятилетов Ю. Радиационные повреждения металлов и сплавов. М.: Энергоатомиздат, 1985. - 240 с.

22. Matthews J.R., Finnis M.W. Irradiation creep models an overview//J. Nucl. Mater. - 1988. - V.159. - P. 257-285.

23. Гецов JI.Б. О критерии разрушения при сложной программе нагружения. Всесоюзный рабочий симпозиум по вопросам малоцикловой усталости. Каунас, 1971.-С. 51-55.

24. Гецов Л.Б. Кинетические уравнения разрушения при сложных программах нагружения. Проблемы прочности. N 7. - 1978, с. 31-37.

25. Manson S.S. The challenge to unity treatment of high temperature fatigue. A partisan proposal based on strain range partitioning. In: Fatigue at elevated temperature, ASTM STP 520, pp. 744-782, 1973.

26. Halford G.R. and Manson S.S. Life prediction of thermal mechanical fatigue using strain range partitioning. In : Thermal fatigue of material and components, ASTM STP 612, Philadelphia, pp. 239-254, 1976.

27. Кравишок В.В., Кисилевский В.Н. Длительная прочность и ползучесть в книге: Прочность материалов и конструкций/Редкол.: В.Т. Трощенко и. др. К.: Академпериодика, 2005. - С. 266-351.

28. Miner A. Cumulative damage in fatigue//J. Appl. Mech.— 1945.— 12.— P. 159—164.

29. Palmgren A. Die lebensdauer von Kudellagern//VDI—Z,—1924.— 68.— S. 339—341.

30. Коллинз Дж. Повреждение материала в конструкциях. Анализ, предсказания, предотвращение. М: Мир, 1984. - 624 с.

31. Ohtani R. Finite Element Analysis and Experimental Investigation of Creep Crack Propagation. Creep in Structures, 3-rd Symposium. -Leichester, U.K., Sept. 8-12, 1980, 1981 p.

32. Landes J.D. and Begley J.A. A fracture mechanics approach to creep crack growth. In Mechanics of Crack Growth, pp. 128-148. ASTM STP 590, American Society for Testing and Materials, 1976.

33. Goldman N. L. and Hutchinson J.W. Fully-plastic crack problems: The center cracked strip under plane strain Hint. J. Solids & Struct. 1975. - 11. -P. 575-592.

34. Атлури С. Вычислительные методы в механике разрушения. М.: «Мир», 1990.-391с.

35. ASTM Е 1457-02. Standard Test Method for Measurement of Creep Growth Rates in Metals//Annual Book of ASTM Standards, 2002. Vol.03.01.

36. Eshelby, J. D.: Solid State Phy., 3:79-144 (1956).

37. Sanders J.L.: J. Appl. Mech., 35: 352-353 (1960).

38. Rice, J.R.: J. Appl. Mech., 35: 379-386 (1968).

39. Cherepanov, G.P.: Int. J. Solids. Struct., 4:811-831 (1968).

40. Инженерный метод расчета С*-интеграла при термосиловом нагружении элементов конструкций/Б.З. Марголин, А.Г. Гуленко, С.М. Балакин//Вопросы материаловедения, №4 (56), 2008, С. 76-88.

41. Хеллан К. Введение в механику разрушения. М.: «Мир», 1972. - 364 с.

42. Monkman, F.C. and Grant, N.J.: Proc. ASTM, Vol, 56, p. 600, 602 (1956). 134. Assessment of the Integrity of Structures Containing Defects, R6 Revision 4, Up to

43. RCC-MR: Design and construction rules for mechanical components of FBR Nuclear Islands, Appendix A16, Edition 2002, AFCEN, France 2002.

44. Assessment Procedure R5, Issue 1. An Assessment Procedure for the High Temperature.

45. Smith D.J., Curbishley I. Huthmann H. Evalution of creep-fatigue crack growth in type 316L(N) steel/Transactions of the 14th International Conference on Strucrual Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 14), Lyon France, August 17-22, 1997, pp 511-516.

46. Ainsworth R.A. The assessment of defects in structures of strain hardening materialIIEngn. Fract. Mech. Vol. 19 №4, 1984, pp.633-642.

47. Assessment of the Integrity of Structures Containing Defects, R6 Revision 4, Up to amendment record No.2, British Energy Generation Ltd, 2003.

48. Modelling for transcrystalline and intercrystalline fracture by void nucleation and growth/B. Z. Margolin, G.P. Karzov, V.A. Shvetsova and V.I. Y^osty\Q\//Fatigue & Fracture of Engineering & structures. — 1998. — V. 21. — P. 123-137.

49. Margolin B. Z., Gulenko A.G. Lifetime prediction for intercrystalline fracture under cyclic loading with various strain rates/'I International Journal of Fatigue. — 1999. — V. 21. P. 497-505.

50. Усталость материалов при высокой температуре. Под ред. Скелтона Р.П./Пер. с англ. -М.Металлургия, 1988. 343 с.

51. Б.З. Марголин, А.Г. Гуленко. Влияние скорости деформирования на характер разрушения при длительном статическом и циклическом нагружении. Сообщение 2. Примеры расчета/ЛПроблемы прочности. 1991. - №8. - С. 42-47.

52. B.Z. Margolin, A.G. Gulenko. Lifetime prediction for intercrystalline fracture under cyclic loading with various strain rates//International Journal of Fatigue. 1999. -№21.-P. 497-505.

53. Application of the overstress concept for creep-fatigue evaluation/M. Morishita, K. Taguchi, Asayama e.a.//ASTM Spec. Techn. Publ. 1988. - N 942. - P. 487-499

54. Margolin B.Z., Gulenko A.G., Buchatsky A.A. Prediction of creep-rupture for austenitic steels undergone neutron irradiation. Proceedings of ASME 2009 Pressure

55. Vessels and Piping Division Conference PVP2009 July 26-30, 2009, Prague, Czech Republic. PVP2009-77084.

56. Прогнозирование длительной прочности аустенитных материалов при нейтронном облучении/Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Курсевич И.П., Бучатский А. А.//Вопросы материаловедения, №2 (42), 2005, С. 163-186.

57. Bloom Е.Е., Stiegler J.O. Postirradiation mechanical properties of types 304 and 304+0.15% titanium stainless steel//Jr. Nuclear technology. January 1973. - V.17.

58. Неклюдов И.М. Радиационное упрочнение металлов и сплавов. В кн.: Радиационная повреждаемость и работоспособность конструкционных материалов. СПб: Политехника, 1997.

59. Механические свойства аустенитных сталей при нейтронном облучении: влияние различных факторов/Курсевич И.П., Марголин Б.З., Прокошев О.Ю. Кохонов В.И.//Вопросы материаловедения. 2006. - № 4(48). - С. 55-68.

60. Hull D., Rimmer D.E. The growth of grain boundary voids under stress //Phil. Mag. 1959. - V. 4. - P. 673-680.

61. Chen I.W., Argon A.S. Diffusive growth of grain boundary cavitiesHActa. Met. - 1981. - V.29. - P. 1759-1768.

62. Rice J.R., Tracey D.M. On the ductile enlargement of voids in triaxial stress fields//«/ Mech.Phys. Solids. 1969. -V. 17(3). - P. 201-217.

63. Huang Y. Accurate dilatation rates for spherical voids in triaxial stress fields//Transaction of the ASME, Ser. E, Journal of Applied Mechanics. 1991. - V. 58. -P. 1084-1086.

64. Speight M.V., Beere W. Vacancy potential and void growth on grain boundaries//Meta/. Science. 1975. - V. 9. - P. 180-191.

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

66. Шалаев A.M. Радиационно-стимулированные процессы в металлах. М.: Энергоатомиздат, 1988. - 176 с.

67. Фрост Г. Дж., Эшби М.Ф. Карты механизмов деформации. Челябинск: Металлургия, Челябинское отделение, 1989. 328 с.

68. Чадек Й. Ползучесть металлических материалов. М.: Мир, 1987. - 302 с.

69. ASME Boiler and Pressure Vessel Code. N-47-32. ASME, Three Park Avenue New York, NY 10016-5990, 1976.

70. In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra/Y.Kurata, Y.Itabashi, H.Mimura, T.Kikuchi, H. Amezawa, S.Shimakawa, H. Tsuji, M. Shindo//Journal of Nuclear Materials. Vol 9. - 2000. P. 286-390.

71. Data sheets on the elevated temperature properties of 18Cr-10Ni-Ti stainless steel for boiler and heat exchanger seamless tubes (SUS 321 PI ТВ). /NRIM creep data sheets No. 5B. National research institute for metals. - Tokyo, Japan, 1987. - 32 p.

72. Кисилевский B.H. Прочность конструкционных материалов ядерных реакторов. Киев: Наук, думка, 1990. - 168 с.

73. Самсонов Б.В., Цыканов В.А. Реакторные методы материаловедения. -М.: Энергоагомиздат, 1991.-248 с.

74. Data sheets on the elevated temperature properties of 18Cr-8Ni stainless steel for boiler and heat exchanger seamless tubes (SUS 304H TB). /NRIM creep data sheets No. 5B. National research institute for metals. - Tokyo, Japan, 1986. - 32 p.

75. Серенсен С. В., Козлов П. А. К расчету на прочность при нестационарной переменной напряженности.— Вестн, машиностроения, 1962, № 1, с. 11 — 14.

76. Серенсен С. В., Шнейдерович Р. М. Критерии разрушения при циклическом упруго-пластическом деформировании.— В кн.: Прочность при малом числе циклов нагружения, М., 1969, с. 80—90.

77. Закономерности ползучести и длительной прочности: Справочник /Под общ. ред. С.А. Шестерикова. -М.: Машиностроение, 1983. 101с.

78. Тайра С., Отани Р. Теория высокотемпературной прочности материалов. М.: Металлургия, 1986. - 280 с.

79. Филатов В.М., Усталость конструкционных материалов при нейтронном облучении, Вопросы материаловедения, № 3(51), 2007, с.253-264.

80. Прогнозирование сопротивления циклическому нагружению аустенитных сталей при упругопластическом деформировании, ползучести инейтронном облучении/Б.З. Марголин, А. А. Бучатский, А.Г. Гуленко, и др.//Вопросы материаловедения. 2008 г. № 3(55). - С. 72-88.

81. Новый метод прогнозирования сопротивления циклическому нагружению при вязкоупругопластическом деформировании и нейтронном облучении материала/Б.З. Марголин, А. А. Бучатский, А.Г. Гуленко, и др.//Проблемы прочности. 2008. - №6. - С. 5-24.

82. Филатов В.М., Предельные состояния по образованию макротрещин при циклическом нагружении. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов, вып.1 (21), часть 2, М., 1978, с.114-123

83. Деформирование и разрушение металлов при многоцикловом нагружении/Трощенко В.Т. Киев: Наук, думка, 1981. - 344с.

84. V.K. Sikka, "Ductility and toughness Consideration in Elevated Temperature Service", pp. 129-48, The American Society of mechanical Engineers, New York (1978).

85. Испытания на длительную малоцикловую усталость при неизотермическом нагружении/В.М. Филатов, Ю.А. Анихимовский, Д.В. Соловьев, A.M. Васютин//Заводская лаборатория, №4, 1975, Том 41, С. 472-475.

86. Гецов Л.Б. Материалы и прочность газовых турбин. М.: Недра, 1996.591 с.

87. РД 5.9299-79. Стали и сплавы конструкций атомных энергетических установок. Термическая усталость и формоизменение при теплосменах. Методы испытаний.

88. Физические свойства сталей и сплавов, применяемых в энергетике//Справочник. Под ред. Б. Е. Неймарка. M.—JL: Энергия, 1967, 240 с.

89. Казаков Д.А., Капустин С.А., Коротких Ю.Г. Моделирование процессов деформирования и разрушения материалов и конструкций. Н. Новгород: Издательство Нижегородского государственного университета, 1999. - 226 с.

90. Марголин Б.З., Беляева JI.A., Балакин С.М., Бучатский А.А и др. Экспериментально-расчетное исследование сопротивления термоусталостному разрушению аустенитных сталей после нейтронного облучения//Вопросы материаловедения, №4 (56), 2008, С. 94-105.

91. Cyclic endurance and termocyclic damage of 0.04C-16Cr-l lNi-3Mo-0.05Ti steel unirradiated and neutron irradiated steel/V.V. Rybin L.A., V.F. Vinokurov, N.B.

92. Odintsov, L.A. Belyaeva, L.G. Fedosova//Journal of Nuclear Materials. 191-94. -(1992).-p. 795-797.

93. Термоусталость необлученных и обученных нейтронами стали и сплавов. Беляева Л.А., Винокуров В.Ф., Кузьмина И.А., Нестерова Е.В., Одинцов Н.Б., Рыбин В.В. Атомная энергия, т. 74. - вып. 2, февраль 1993.

94. Thermocyclic recovery and damage accumulation of irradiated austenitic structural materials/L.A. Belyaeva, V.V. Rybin//Journal of Nuclear Materials. 233-236. -(1996).-p. 224-228.

95. Rezgui, В., Petrequin, P. and Mottot, M. Hold time effects on low cycle fatigue properties of 316L stainless at 600°C and 650°C, ICF5 Conf., Cannes (France), Vol. 5, Oxford, Pergamon, 1981. p. 1393.

96. Туляков Г.А. Термическая усталость в теплоэнергетикею. -М.: Машиностроение, 1978.-199 с.

97. ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Subsection NH. ASME, Three Park Avenue, New York, 2001.

98. Piques R., Bensussen P., Pineau A. Crack initiation and growth under creep fatigue loading of an austenitic stainless steel//Nuclear Engineering and Design. -1989. -V.116.-P. 293-306.

99. Тайра С., Отани P., Китамура Т. Использование J-интеграла в случае распространения трещины при высоких температурах. Часть I. Распространение трещины при ползучести// Теоретические основы инженерных расчетов. 1979. -№2. - С. 52-60.

100. Lee U-W., Choi Y-W. Creep Crack Initiation and Propagation in Type 304 Stainless Steel at 873 K//Mater. Science and Engineering. 1991. - Vol.131, N1. - P. 39-45.

101. Curbishley I. Creep crack growth in type 316 austenitic stainless steel at temperatures of 550 to 625°C//Creep and Fracture of Engineering Materials and Structures. London: Institute of Metals, 1987. - P.533-550.

102. Shibli I.A., Abed В., Nikbin K. Scatter bands in creep and fatigue crack growth rates in high temperature plant materials data//J. Mater. High Temperature, 1998; 15 Int. HIDA Conf.

103. Yokobori A.T., Yokobori Т., Nishihara T. Characterization of high temperature creep crack growth and creep life from high temperature ductile

104. Marie S., Delaval C. Fatigue and creep-fatigue crack growth in 316 stainless steel cracked plates at 650°C//J. of Pressure Vessels and Piping. 2001. - Vol.78. -P.847-857.

105. Марголин Б.З., Гуленко А.Г., Бучатский А. А., Балакин C.M. Прогнозирование скорости роста трещины в аустенитных материалах в условиях ползучести и нейтронного облучения//Вопросы материаловедения, №4 (44), 2005, С. 59-69.

106. Rice J.R., Johnson М.А. The role of large crack tip geometry changes in plane strain fracture. In : Inelastic behavior of solids. New York: McGraw Hill Book Company, 1970: 641-72.

107. McMeeking R.M. Finite deformation analysis of crack-tip opening in elastic-plastic materials and implications for fracture//«/ Mech. Phys. Solids. 1977. -V.25. - P. 357-381.

108. Shah V.N., Majumdar S., Natesan K. Review and Assessment of Codes and Procedures for HTGR Componets//NUREG/CR-6816 ANL-02/36, 2003. 63 p.

109. Методика расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР при эксплуатации (МРКР-СХР-2004). РД ЭО 0606-2005. -Москва, 2005. 65 с.

110. Станюкович A.B. Хрупкость и пластичность жаропрочных материалов. -М.: Металлургия, 1967. 200 с.

111. Гецов Л.Б. Проблемы создания "универсальной" теории разрушения материалов. Проблемы машиностроения и надежности машин 2001, №5, С.49-55

112. Критерии оценки малоцикловой прочности при неизотермическом нагружении с выдержками. Гецов Л.Б. Садаков О.С. Порошин В.Б. Проблемы машиностроения и надежности машин. 1997, N1, С.52-58

113. Порошин В.Б. Влияние формы цикла деформирования на накопление овреждений при различных типах малоциклового нагружения с выдержками//Проблемы прочности. 1988. - № I. - С. 38-43.

114. Петреня Ю.К. Физико-механические основы континуальной механики повреждаемости. СПб.: АООТ «НПО ЦКТИ», 1997. - 147 с.