Разработка референтной корпусной стали с повышенным комплексом свойств для ВВЭР перспективных проектов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Баликоев Алан Георгиевич

• Баликоев Алан Георгиевич
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Баликоев Алан Георгиевич

ВВЕДЕНИЕ

1. Проблемы и перспективы ядерной энергетии. Реакторы ВВЭР, корпуса ВВЭР. Материалы корпусов реакторов, основные требования к ним. Деградация их структуры и свойств под влиянием негативных эксплуатационных факторов. Обзор научных источников

1.1. Проблемы и перспективы ядерной энергетики

1.2. Реакторы ВВЭР, корпуса ВВЭР

1.3. Материалы корпусов реакторов, основные требования к ним. Деградация структуры и свойств корпусных сталей под влиянием негативных эксплуатационных факторов

1.4. Структура и свойства современных корпусных сталей

1.5. Тепловое и радиационное охрупчивание корпусных сталей

Заключение по главе

2. Материалы и методы исследования

2.1. Исследованные материалы

2.2. Ускоренное нейтронное облучение в реакторе ИР-8

2.3. Ступенчатая охрупчивающая термообработка

2.4. Методы механических испытаний

2.5. Методы структурных исследований

2.6. Оптическая металлография и исследование неметаллических включений

2.7. Исследования методом дифракции обратно-рассеянных электронов

2.8. Исследования зернограничной сегрегации методом ОЭС

2.9. Фрактографические исследования изломов испытанных образцов

2.10. Исследования микроструктуры методами просвечивающей и растровой микроскопии

2.11. Исследования методом атомно-зондовой томографии (АЗТ)

Заключение по главе

3. Особенности формирования структуры и комплекса свойств Cr-Ni-Mo-V корпусных сталей. способы улучшения служебных и технологических свойств. разработка унитарной референтной корпусной стали для ввэр имеющихся и перспективных проектов и основ сквозной технологии ее производства

3.1. Факторы, влияющие на служебные характеристики сталей корпусов реакторов

3.1.1. Факторы, влияющие на кратковременные и длительные характеристики прочности

3.1.1.1. Кратковременные прочностные характеристики

3.1.1.2. Характеристики длительной прочности

3.1.2. Факторы, влияющие на температуру хрупко-вязкого перехода

3.1.3. Механизмы охрупчивания корпусных сталей

3.1.3.1. Факторы, влияющие на проявление упрочняющего механизма радиационного охрупчивания

3.1.3.1.1. Особенности образования радиационных дефектов

3.1.3.1.2. Особенности образования преципитатов

3.1.3.1.3. Факторы, влияющие на проявление неупрочняющего механизма охрупчивания

3.2. Способы улучшения служебных и технологических свойств

3.3. Разработка референтной корпусной стали для ввэр перспективных проектов и основ сквозной технологии ее производства

3.3.1. Исследование влияния содержания марганца и кремния на структуру, механические свойства и радиационную стойкость сталей семейства 15Х2НМФА

3.3.2. Исследование влияния базового состава на комплекс свойств сталей семейства 15Х2НМФА

3.3.3. Компьютерное моделирование фазового состава референтной стали

3.4. Разработка основ способа производства высококачественных сталей, обеспечивающего снижение загрязненности сталей неметаллическими включениями при благоприятной морфологии остаточных НВ

3.5. Оценка склонности унитарной референтной стали к ликвации при кристаллизации в условиях, имитирующих разливку крупных слитков

3.6. Дилатометрические исследования референтной стали. Определение критических точек, исследование кинетики распада аустенита при непрерывном охлаждении и при изотермических выдержках в диапазоне температур перлитного превращения

Заключение по главе

4. Особенности структуры и свойств референтной корпусной стали в различных состояниях

4.1. Результаты механических испытаний в исходном состоянии, после охрупчивающей термообработки и после ускоренного нейтронного облучения

4.2. Структурные исследования

4.2.1. Характеристики зеренной и субзеренной структуры референтной корпусной стали 15Х2НМФА-А(М)

4.2.2. Исследования дислокационной структуры

4.2.3. Состояние границ зерен

4.2.4. Выделения вторых фаз

4.2.4.1. Карбидные и карбонитридные выделения

4.2.4.2. Неметаллические включения

4.2.4.3. Радиационные дефекты и М-БкМп преципитаты

Заключение по главе

5. Освоение производства крупногабаритных ступенчатых поковок из референтной стали. оптимизация технологии термической обработки. сварочные материалы и технологии сварки

5.1. Изготовление опытных сварных соединений элементов корпусов ЯР ВВЭР-С

5.2. Испытания кратковременных свойств образцов из опытных ступенчатых поковок и образцов сварных соединений в исходном состоянии

Заключение по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ А Акты изготовления

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы обусловлена необходимостью эффективности, надежности и безопасности ядерной энергетики, что требует разработки и ввода в эксплуатацию атомных энергетических установок нового поколения, в том числе водо-водяных корпусных реакторов (ВВЭР). Это требует решения целого комплекса конструкторских, материаловедческих и технологических задач. Разработка референтной корпусной стали с повышенным комплексом свойств позволит обеспечить высоконадежными и высокоресурсными корпусами перспективные ЯР ВВЭР

Работа выполнена в соответствии с принципами влияния материаловедческих, технологических и эксплуатационных факторов на структуру и комплекс свойств металла, заложенными в основу отечественной школы материаловедения качественных конструкционных сталей и материалов для энергетического и атомного машиностроения работами А.Г. Гуляева, А.А. Астафьева, И.В. Горынина, Г.П. Карзова, И.А. Борисова и других. В работе получили дальнейшее развитие идеи научной школы, сложившейся в ЦНИИТМАШ, подчеркивающие важность комплексной оптимизации состава и структуры стали на всех уровнях, минимизации содержания вредных и примесных элементов, получения высокой чистоты по неметаллическим включениям и обеспечения мелкозернистой структуры.

Представленные в диссертационной работе данные получены автором лично или в составе научного коллектива, кроме специально оговоренных случаев. Диссертационная работа не содержит сведений, составляющих государственную или коммерческую тайну. Автор заявляет об отсутствии конфликта интересов.

выражает глубокую благодарность своему учителю, д.т.н., доценту , д.т.н., профессору В.С. Дубу, д.т.н., профессору А.В. Дубу, коллективу АО «НПО «ЦНИИТМАШ», сотрудникам НИЦ «Курчатовский Институт», ФГАОУ ВО «УрФУ имени первого Президента России Б. Н. Ельцина», Филиал АО «АЭМ-Технологии» «АЭМ-Спецсталь», Филиал АО «АЭМ-технологии» «Ижора».

Автор С.И. Маркову

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка референтной корпусной стали с повышенным комплексом свойств для ВВЭР перспективных проектов»

Актуальность темы исследования

На протяжении последних 70 лет мировое энергопотребление растет в среднем на 3% в год, в течение последних 25 лет в основном за счет развивающихся стран. Лидерами по росту энергопотребления являются Китай, Индия и страны Азиатско-Тихоокеанского региона.

Ограниченность доступных гидроресурсов и запасов ископаемого топлива, дороговизна и нестабильность генерации на альтернативных и возобновляемых источниках энергии для промышленных целей в долгосрочной перспективе диктуют необходимость увеличения доли генерации за счет ядерной энергетики в промышленно развитых и развивающихся странах.

Однако, современная ядерная энергетика, базирующаяся почти исключительно на тепловых энергоблоках, имеет ряд существенных недостатков, главными из которых служит ограниченность запасов урана и2з5 запасы которого оцениваются в 40-150 лет в зависимости от сценария развития энергетики, низкий термический КПД (30-33 %), недостаточный ресурс, значительное количество высоко - и среднеактивных отходов, переработка и захоронение которых является самостоятельной проблемой.

Увеличение эффективности и надежности атомной энергетики требует разработки и ввода в эксплуатацию новых ядерных реакторов (ЯР) с быстрым и быстро-резонансным спектром нейтронов, сочетающих лучший термический КПД, более эффективное использование ядерного топлива, возможность работы как в открытом, так и в замкнутом топливном цикле (коэффициент воспроизводства ~ 0,8), длительный ресурс (80+ лет) и лучшую надежность со снижением экологической нагрузки. Одним из перспективных типов ЯР являются ВВЭР со спектральным регулированием. Разработка данных реакторов сопряжена с решением целого ряда конструкторских, технологических и материаловедческих задач, одной из которых является обеспечение перспективных ВВЭР высоконадежными и высокоресурсными корпусами.

Имеющиеся корпусные стали обладают недостаточными прочностными свойствами (КП45 при 350 °С) для изготовления корпусов перспективных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) большой единичной мощности. Вследствие роста рабочей температуры корпусов перспективных ЯР (с 295-327 до 330-350°С), а также увеличения размеров корпусов (для реакторов большой единичной мощности) применение имеющихся сталей требует роста сечений элементов корпуса ЯР (до 250+ мм для обечайки активной зоны ВВЭР большой единичной мощности), что приводит к росту материалоемкости проекта и увеличению веса заготовок и слитков до уровня (500+ тонн),

превосходящего технологические возможности ведущих машиностроительных предприятий отрасли. К тому же, имеющиеся стали обладают ограниченной теплостойкостью, а обеспечение требуемого ресурса (80 и более лет) и конструкционной надежности при возросших радиационных нагрузках на имеющихся корпусных сталях затруднительно.

Таким образом, перспективные ВВЭР требуют разработки и освоения производства нового поколения корпусных сталей, или модификации имеющихся сталей, обладающих повышенным комплексом свойств и значительной референтностью по составу и технологии производства.

Разработка нового поколения корпусных материалов решит задачу обеспечения всей линейки перспективных ВВЭР (включая реакторы большой мощности) высоконадежными и высокоресурсными корпусами при практически полном сохранении преемственности по технологиям и регламентам производства, монтажа, эксплуатации, оценки остаточного ресурса и другому опыту, накопленному при производстве и эксплуатации ВВЭР. При этом особенности разработанной стали позволяют оптимизировать прочностные и вязко-пластические свойства стали в зависимости от требований конкретного проекта. Материаловедческие и технологические решения (в комплексе или по отдельности), использованные для повышения комплекса свойств корпусных сталей для перспективных ВВЭР могут быть использованы и для реакторов имеющихся проектов с целью повышения безопасности и ресурса корпуса реактора (КР).

Референтность по типу стали, химическому составу, технологиям производства, сварочным и наплавочным материалам, методикам испытаний и т. д. позволит значительно сократить сроки разработки и промышленного освоения, снизить объем, сроки и стоимость аттестационных испытаний, а так же повысит привлекательность для инозаказчиков. При этом отдельные решения могут быть применены немедленно без необходимости изменения нормативно-технической документации (НТД).

Цели и задачи исследования

Целью данной работы является исследование закономерностей формирования и эволюции структуры и свойств Cr-Ni-Mo-V корпусных сталей и разработка высокопрочной теплостойкой унитарной референтной стали для корпусов всего модельного ряда имеющихся и перспективных ВВЭР, обладающей высоким комплексом служебных и технологических свойств.

Для достижения цели должны быть решены следующие задачи:

• Должен быть проведен анализ на основе литературных данных условий эксплуатации материалов КР имеющихся и перспективных ВВЭР, а также закономерностей влияния химического состава и параметров структуры на механические характеристики корпусных сталей в исходном состоянии и в условиях воздействия негативных эксплуатационных факторов;

• Должен быть разработан комплекс металловедческих, металлургических и технологических способов повышения комплекса прочностных и вязко-пластических свойств, теплостойкости, а так же стойкости к тепловому и радиационному охрупчиванию для Cr-Ni-Mo-V сталей в рамках марочного состава стали 15Х2НМФА-А;

• На основе расчетных и экспериментальных данных должен быть разработан состав унитарной референтной высокопрочной корпусной стали, основы лабораторной технологии ее производства и установлены ее основные свойства.

• На основании механических испытаний и структурных исследований с использованием высокоразрешающих методов и механические испытания образцов референтной стали в трех состояниях: исходном, после теплового охрупчивания и после ускоренного нейтронного облучения в исследовательском реакторе ИР-8, должно быть установлено влияния особенностей химического состава и структуры на комплекс служебных свойств, включая стойкость к радиационному и тепловому охрупчиванию;

• Должна быть разработана технология производства крупногабаритного изделия (ступенчатой поковки) в промышленных условиях;

• Должна быть изготовлена опытная ступенчатая поковка из референтной корпусной стали в промышленных условиях и проведены испытания и структурные исследования образцов металла из ступенчатой поковки;

• Должна быть предложена оптимизированная технология, обеспечивающая получение необходимой структуры и комплекса свойств для унитарной референтной стали в условиях промышленного производства.

Научная новизна работы

• Обоснована возможность одновременного значительного улучшения прочностных и вязко-пластических характеристик для металла КР ВВЭР, обеспечения низкой критической температуры хрупкости и низких темпов термического и радиационного охрупчивания за счет оптимизации состава и структуры сталей, их высокого металлургического качества и пониженного содержания вредных примесей;

• Впервые разработан состав высокопрочной унитарной референтной корпусной стали, обеспечивающей категорию прочности до КП50 при температуре

испытаний 400 °С и расчетную температуру корпуса не менее 350 °С, при этом обеспечивается критическая температура Тк не выше минус 60 °С. Служебные свойства стали могут быть, оптимизированы под требования конкретных проектов за счет опционального использования комплексного модифицирования/микролегирования и дифференцированной ТО;

• Установлено, что разработанная сталь при достаточно высоком содержании никеля (~1,5 %) за счет низкого содержания вредных и примесных элементов, мелкозернистой структуры с развитой субструктурой и большой протяженности межфазных и структурных границ имеет высокую стойкость к тепловому и радиационному охрупчиванию и обеспечивает ресурс корпуса перспективного ВВЭР не менее 80 лет;

• Показана высокая эффективность влияния комбинации вакуумного углеродного раскисления (ВУР) и комплексного модифицирования на снижение содержания неметаллических включений (вплоть до балла 0) и обеспечения благоприятной морфологии остаточных неметаллических включений (НВ) (глобулярные комплексные оксисульфиды с характеристическим размером ~1 мкм), что обеспечивает высокие показатели конструкционной надежности.

Практическая значимость работы

• Разработаны основы сквозной технологии производства изделий из разработанной стали в условиях промышленной площадки, обеспечивающей благоприятную эволюцию структуры стали по всему циклу горячего передела с обеспечением высокого комплекса служебных свойств;

• Разработаны принципы процесса раскисления и комплексного модифицирования высококачественных сталей, обеспечивающего резкое снижение загрязненности стали неметаллическими включениями и благоприятную морфологию и распределение остаточных НВ и обеспечивающего рост конструкционной надежности сталей;

• Впервые изготовлены в промышленных условиях крупногабаритные изделия из унитарной референтной корпусной стали (ступенчатые поковки), при этом обеспечено высокое металлургическое качество металла (низкое содержание вредных элементов, НВ не более балла 1,7), мелкозернистая структура (балл зерна 08) и высокие прочностные свойства КП50 при 400 °С;

• С использованием оптимизированной технологии термической обработки показана возможность получения в промышленных условиях заготовок сечением до

500 мм, обладающих мелкозернистой структурой и высоким комплексом служебных свойств.

• Для разработанной стали обоснована применимость для корпусов реакторов ВВЭР имеющихся и перспективных проектов с обеспечением требуемых служебных и технологических свойств.

Степень достоверности и апробация результатов

Полученные в диссертационной работе результаты обоснованы и подтверждены совокупностью структурных исследований с использованием современных высокоразрешающих аналитических методов (оптической микроскопии, просвечивающей электронной микроскопии, растровой электронной микроскопии, оже-электронной спектроскопии, атомно-зондовой томографии и т.д.), а также результатами механических испытаний. Исследования и испытания, независимо выполненные на базе НИЦ «Курчатовский институт» и ГНЦ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» показали высокую степень корреляции, что дополнительно повышает достоверность результатов работы.

Основные результаты работы опубликованы в 6 статьях в изданиях, рекомендованных ВАК / входящих в международную базу SCOPUS, а также докладывались и обсуждались на 5 научных межотраслевых и международных конференциях. По результатам выполнения работы получено 3 патента РФ.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

• Состав унитарной высокопрочной теплостойкой референтной стали в рамках марочного состава стали 15Х2НМФА-А, обеспечивающий категорию прочности до КП50 при 400 °С и критическую температуру Тк в исходном состоянии не выше минус 60 °С, что в комбинации низкими темпами радиационного и теплового охрупчивания обеспечивает ресурс корпуса имеющихся и перспективных ВВЭР не менее 80 лет;

• Комплексный подход к достижению высоких прочностных и вязко-пластических свойств, а так же обеспечения высокой стойкости к тепловому и радиационному охрупчиванию за счет сочетания материаловедческого, металлургического и технологического подходов, оптимизации состава стали по легирующим элементам и обеспечения низкого содержания вредных и примесных элементов, снижения содержания неметаллических включений и оптимизации морфологии остаточных НВ, получению мелкозернистой структуры с развитой субструктурой и эффективному дисперсионному упрочнению карбонитридами M(C,N);

• Основы технологии раскисления и комплексного модифицирования, обеспечивающие снижение содержания неметаллических включений и благоприятную морфологию остаточных НВ, что обеспечивает рост конструкционной надежности КР.

Личный вклад автора

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

• Автор участвовал в выборе направлений исследований, разработке составов опытных плавок анализе результатов исследований и испытаний;

• Автор предложил схему комплексного модифицирования/микролегирования корпусных сталей с целью получения мелкозернистой структуры, снижения содержания НВ, эффективного дисперсионного упрочнения и повышения радиационной стойкости;

• Автор лично участвовал в проведении исследовательских плавок, разработке режимов термообработки изготовлении образцов;

• Автор разработал оптимизированные режимы ТО на этапе опытного освоения на промышленной площадке.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения и списка литературы из 204 наименований, содержит 200 страниц, 43 таблицы и 98 рисунков и имеет одно приложение.

Список работ, опубликованных по теме диссертации:

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК РФ/включенных в базу SCOPUS:

1. Марков С.И., Дуб В.С., Лебедев А.Г., Кулешова Е.А., Баликоев А.Г., Макарычева Е.В., Толстых Д.С., Фролов А.С., Крикун Е.В. \\ Перспективные корпусные стали для реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя \\ Металлы, 2016, №5, с. 27-38;

2. Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В С., Лебедев А.Г., Гурович Б.А., Крикун Е.В., Кулешова Е.А. . \\ Корпусные стали для перспективных ядерных энергетических установок. \\ Тяжелое Машиностроение, 2016, №7-8, с 2-8;

3. Ромашкин А.Н., Руцкий Д.В., Толстых Д.С., Мальгинов А.Н., Эхвая Г. А., Баликоев А.Г. \\ Исследование фундаментальных закономерностей распределения химических элементов по сечению и моделирование процесса затвердевания кузнечных слитков. \\ Черная металлургия, 2016, №6, с 78-88;

4. Markov, S.I., Dub, V.S., Lebedev, A.G., Balikoev A.G, Frolov, A.S., Krikun, E.V. Advanced reactor vessel steels for reactors with supercritical coolant parameters \\ Russian Metallurgy (Metally). 2016;

5. E.A. Kuleshova, B.A. Gurovitch, E.V. Krikun, A.S. Frolov, D.A. Maltsev, Z.V. Bukina, M.A. Saltykov, A.G. Balikoev Specific features of structural phase state and properties of reactor pressure vessel steel at elevated irradiation temperature. Science and Technology of Nuclear installations, 2017, 12 pages.

6. Баликоев А.Г., Бубнёнков Б.Б., Дуб В.С., Колпишон Э.Ю., Левков Л.Я., Мальгинов А.Н., Соловьева М.С., Шурыгин Д.А. Использование критерия стабильности механического поведения для оптимизации структуры и технологии производства конструкционных сталей \\ Тяжелое Машиностроение, 2024, №7-8; с. 2-9;

Публикации в сборниках тезисов и докладов:

1. Баликоев А.Г., Толстых Д.С., Иванов И. А., Дуб В.С. Новые корпусные материалы для перспективных ядерных реакторов // Сборник трудов, XVI Международный конгресс сталеплавильщиков и производителей металлов, Екатеринбург. 2021;

2. Иванов И.А., Дуб В.С., Шурыгин Д.А., Мальгинов А.Н., Баликоев А.Г., Соловьева М.С., Бубнёнков Б.Б., Тохтамышев А.Н., Стрижов М.А. Разработка комплекса промышленных технологий по изготовлению реактора типа ВВЭР-С, обеспечивающих ресурс эксплуатации до 80 лет // Межотраслевая научно-техническая конференция «Реакторные

материалы атомной энергетики», 11-15 сентября 2023 г., Екатеринбург: тезисы докладов. -Екатеринбург, 2023. - М.: «Перо», 2023. - С. 30-31;

3. Ромашкин А.Н., Руцкий Д.В., Толстых Д.С., Мальгинов А.Н., Эхвая Г. А., Баликоев А.Г. Исследование фундаментальных закономерностей распределения химических элементов по сечению и моделирование процесса затвердевания кузнечных слитков. Сб. тезисов НТК «Эффективное производство стали». Россия, г. Москва. 26...27 апреля 2016. Москва;

4. Иванов И. А., Марков С.И., Ромашкин А.Н., Дуб В. С., Баликоев А.Г., Мальгинов А.Н., Толстых Д.С., Эхвая Г.А. Моделирование процессов термической обработки элементов корпусного оборудования АЭС с учетом краевых эффектов. XIV МНТК «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС «Мейнстрим-2016». Россия, г. Санкт-Петербург (Зеленогорск), ЦНИИ КМ «Прометей». 6.10 июня 2016 г.;

5. Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С., Лебедев А.Г., Гурович Б.А. Кулешова Е.А. Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов. Сборник тезисов 10-ой МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2017. С. 127.

Полученные патенты:

1. Патент на изобретение 2773227 С1, 31.05.2022. Заявка № 2021104201 от 19.02.2021 / Теплостойкая и радиационностойкая сталь // Марков С.И., Баликоев А.Г., Толстых Д.С., Иванов И.А., Дуб В.С., Тахиров А.А., Петин М.М., Тохтамышев А.Н.;

2. Патент на изобретение 2634867 С1, 07.11.2017, Заявка № 2016151918 от 28.12.2016 «Теплостойкая и радиационно- стойкая сталь» Дуб В.С., Марков С.И., Лебедев А.Г., Ромашкин А.Н., Куликов А.П., Баликоев А.Г., Козлов П.А., Мальгинов А.Н., Толстых Д.С., Новиков С.В., Корнеев А.А., Силаев А.А., Новиков В.А.;

3. Патент на изобретение 2639080 С1, 19.12.2016. Заявка № 2016151920 от 28.12.2016 «Способ производства стали» Дуб В.С., Марков С.И., Лебедев А.Г., Ромашкин А.Н., Куликов А.П., Баликоев А.Г., Мальгинов А.Н., Толстых Д.С., Новиков С.В., Корнеев А.А., Щепкин И.А., Новиков В.А.

1 ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИИ. РЕАКТОРЫ ВВЭР, КОРПУСА ВВЭР. МАТЕРИАЛЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ, ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К НИМ. ДЕГРАДАЦИЯ ИХ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ ПОД ВЛИЯНИЕМ НЕГАТИВНЫХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ. ОБЗОР

НАУЧНЫХ ИСТОЧНИКОВ

1.1. Проблемы и перспективы ядерной энергетики

В течение последних 70 лет наблюдается устойчивый рост общего мирового энергопотребления примерно на 3 % в год. Экономический кризис 2008 г. несколько снизил темпы прироста мирового энергопотребления, но, вместе с тем, увеличился прирост энергопотребления за счет развивающихся стран [1].

В настоящий момент основная доля энергетических потребностей человечества решается за счет использования невозобновляемых ресурсов ископаемого топлива, и мировая энергетика в ближайшие 20-30 лет сохранит преимущественно углеводородный характер. Доля ископаемого топлива в мировом потреблении первичной энергии [1] останется практически неизменной.

Прогноз энергопотребления по регионам, согласно [1] до 2040 г. представлен на рисунке 1.

2000 2005 2010 2015 2020 2025 2030 2035 2040 Рисунок 1 - Прогноз энергопотребления до 2040 г. с учетом региональных

различий [1]

Таким образом, наибольший прирост энергопотребления ожидается за счет развитых и развивающихся стран Азии. Следует отметить, что эти рынки наименее подвержены влиянию конъюнктурных политических, «экологических» и т.д. факторов.

Однако, повышение цен на энергоносители вследствие роста энергопотребления, возможной нестабильности предложения и исчерпания, экономически приемлемых к разработке запасов ископаемого топлива, а так же активно продвигаемая тема уменьшения «углеродного следа» должно неизбежно привести к необходимости преимущественного обеспечения энергопотребностей за счет других источников.

Особенно важное значение имеет анализ генерации и потребления электроэнергии. На рисунке 2 представлен базовый сценарий производства электроэнергии до 2040 г. по видам топлива в мире согласно [1].

2000 2005 2010 2015 2020 2025 2050 2035 2040 Рисунок 2 - Базовый сценарий производства электроэнергии по видам топлива в мире [1]

Следует отметить, что по результатам переоценки экономически целесообразных к разработке месторождений газа (включая сланцевый) возможно снижение доли энергии вырабатываемой за счет сжигания газа и необходимости компенсации этого фактора за счет использования других источников энергии, в первую очередь, атомной. Кроме того, необходимо учитывать экономические, логистические и политические риски, которые могут оказать влияние на доступность и стоимость ископаемого топлива.

Перспективы развития «большой» гидроэнергетики в развитых странах практически отсутствуют, в развивающихся странах ввод крупных мощностей гидроэлектростанций ограничен ввиду высоких капитальных затрат, отрицательных политических, социальных, экономических и экологических последствий, сопутствующих возведению и эксплуатации крупных ГЭС. В настоящий момент крупные объекты гидроэнергетики строятся только в КНР и Эфиопии. Альтернативные источники энергии, включая солнечную, ветровую, приливную и т.д. имеют высокую стоимость генерации

единицы энергии, малую устанавливаемую мощность и невысокий коэффициент использования установленной мощности. К тому же, их использование сопряжено с рядом организационных сложностей и зачастую создает экологическую нагрузку больше, чем «традиционная» энергетика. Опыт развитых стран Европы показал, что бурное развитие генерации с использованием альтернативных источников энергии в начале 21 века стало возможно лишь благодаря беспрецедентным мерам государственной поддержки и сошло, практически на нет, после их отмены. Средний коэффициент использования установленной мощности для «альтернативной» генерации в Европе находится в диапазоне 12-15 %. Таким образом, в большинстве развитых возможности обеспечения энергетических потребностей за счет альтернативных источников энергии исчерпаны или ограничены. Поэтому, несмотря на ряд фундаментальных проблем, в среднесрочной и долгосрочной перспективе развитие ядерной энергетики остается единственным реальным путем обеспечения растущего энергопотребления в развитых и некоторых развивающихся странах.

На рисунке 3 представлен прогноз генерации, а мощностях атомной энергетики по регионам [1].

V гу г гу V

Рисунок 3 - Прогноз генерации на мощностях АЭ по регионам [1]

Таким образом, в ближайшие 150-200 лет атомная энергетика не имеет значимых альтернатив для обеспечения растущих энергетических потребностей индустриально развитых стран. Для более эффективного и безопасного использования ядерной энергии должны быть решены принципиальные вопросы, связанных со строительством, использованием и выводом из эксплуатации объектов атомной энергетики. Наиболее важные направления развития атомной энергетики можно охарактеризовать, как:

1. Увеличение эффективности использования ядерного топлива;

2. Снижения уровня капитальных затрат;

3. Увеличение надежности и безопасности;

4. Снижение экологической нагрузки;

5. Обеспечение ядерной безопасности и поддержания режима нераспространения.

Существующие атомные реакторы имеют низкий КПД (до 33 %), создают большое количество высоко- и среднеактивных отходов (ОЯТ, технологические и конструкционные материалы), имеют ограниченный ресурс (до 60 лет) и т.д.

К тому же, подавляющее большинство эксплуатируемых ядерных энергетических установок имеет зоны на тепловых нейтронах, что позволяет использовать в качестве ядерного топлива только и235, промышленные запасы которого ограничены и в различных сценариях развития ядерной энергетики могут обеспечить ее потребности и перспективе 40-150 лет. При этом огромные запасы и238 и тория, потенциально способные обеспечить энергетические потребности человечества не используются, более того, наработанные при обогащении и235 запасы и238 (в основном, в виде гексафторида) представляют определенную проблему.

Комплексное решение этих проблем возможно только при разработке и вводе в эксплуатацию ядерных энергоблоков с реакторами новых типов. В настоящее время основными тенденциями, определяющими развитие перспективных ядерных реакторов являются:

1. Повышение термического КПД до уровня тепловых блоков;

2. Увеличение эффективности использования ядерного топлива и замыкание ядерного топливного цикла. Возможность использования и238 и тория;

3. Диверсификация единичной мощности в рамках семейства ЯР и возможность эффективного маневрирования мощностью;

4. Снижение материалоемкости, капитальных и эксплуатационных расходов, сокращение сроков строительства;

5. Повышенная надежность и безопасность в течение всего срока эксплуатации;

6. Расчетный ресурс не менее 60 лет с возможностью его продления до 80-100 и более лет;

7. Использование хорошо освоенных референтных решений и технологий.

Таким образом, новые энергетические реакторы должны быть созданы с

использованием подходов, обеспечивающих комплексное повышение эффективности, надежности и безопасности при сохранении значительной референтности по техническим, материаловедческим и технологическим решениям.

Также актуальной является задача повышения ресурса и безопасности эксплуатации ЯР имеющихся проектов за счет использования разработок, имеющих полную референтность на уровне отраслевой НТД.

1.2. Реакторы ВВЭР, корпуса ВВЭР

Реакторы типа ВВЭР на данный момент являются наиболее распространенным типом ядерных энергетических установок в РФ и составляют основу отечественной ядерной генерации [2]. На середину 2023 года в России эксплуатируется 22 реактора типа ВВЭР, которые представлены реакторами 1 поколения типа ВВЭР-440 (5 энергоблоков), ВВЭР-1000 2 поколения (13 энергоблоков), ВВЭР-1200 3 поколения (4 энергоблока), а также сооружаемыми реакторами проекта ВВЭР-ТОИ на базе ВВЭР-1300 [3]. Эксплуатируемые и сооружаемые реакторы ВВЭР представляют собой эволюционную цепочку развития технологии ВВЭР в направлении повышения эффективности, безопасности и увеличения мощности. В таблице 1 приведены сравнительные характеристики отечественных реакторов ВВЭР [4].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Баликоев Алан Георгиевич, 2024 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Прогноз развития энергетики мира и России до 2040 года. Институт энергетических исследований РАН, Аналитический центр при Правительстве РФ. 2013 г.

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

3. Генерация электроэнергии. - Текст: электронный // Официальный сайт Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» - URL: https://rosatom.ru/production/generation/ (дата обращения: 14.07.2023).

4. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Федотова Ивана Вячеславовича "Особенности радиационной и термической стойкости сталей с повышенным содержанием никеля применительно к условиям эксплуатации корпусов перспективных реакторов ВВЭР". НИЦ "Курчатовский институт", Москва, 2023, электронная версия размещена на сайте www.nrcki.ru

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

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

7. Беркович, В.Я. Перспективные проекты реакторных установок ВВЭР / В.Я. Беркович, Ю. М. Семченков - Текст: электронный // Презентация доклада на Восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012. - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/publication/publication2012/documents/83.pdf (дата обращения: 12.07.2023).

8. Беркович В.Я. Актуальные вопросы развития технологии ВВЭР / В.Я. Беркович, Ю.М. Семченков - Текст: электронный // Презентация доклада на Десятой международной научно- технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». - URL: http://www.reamntk.ru/mediafiles/u/files/2016/Materials_2016/Plenar_rus/MNTK_Berkovich+S emchenkov_RUS.pdf (дата обращения: 17.07.2023).

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

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

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

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

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

14. Реакторная установка со спектральным регулированием - ВВЭР-С. - Текст: электронный // Официальный сайт ОКБ «ГИДРОПРЕСС» - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/projects/vver-s.php (дата обращения: 17.09.2023);

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

16. Марков С.И., Дуб В.С., Лебедев А.Г., Кулешова Е.А., Баликоев А.Г., Макарычева Е.В., Толстых Д.С., Фролов А.С., Крикун Е.В. \\ Перспективные корпусные стали для реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя \\ Металлы, 2016 , №5, с. 27-38;

17. Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С., Лебедев А.Г., Гурович Б.А., Крикун Е.В., Кулешова Е. А. . \\ Корпусные стали для перспективных ядерных энергетических установок. \\ Тяжелое Машиностроение, 2016, №7-8, с 2-8

18. Markov, S.I., Dub, V.S., Lebedev, A.G., Balikoev AG, Frolov, A.S., Krikun, E.V. Advanced reactor vessel steels for reactors with supercritical coolant parameters \\ Russian Metallurgy (Metally). 2016

19. Васильченко, И. Н. Расчетно-конструкторские проработки активных зон ВВЭР со спектральным регулированием / И.Н. Васильченко, В.М. Махин, С. А. Кушманов [и др.] -Текст: электронный // Сборник трудов 7-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-107.pdf (дата обращения: 12.03.2023).

20. Кольская АЭС: начало строительства Кольской АЭС-2 намечено на 2028 год. - Текст: электронный // Официальный сайт Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» - URL: https://rosatom.ru/journalist/news/kolskaya-aes-nachalo-stroitelstva-kolskoy-aes-2-namecheno-na-2028-god/ (дата обращения: 12.07.2023).

21. Марков С. И. Металловедческие основы производства заготовок для высоконадежных элементов энергетических и трубопроводных систем. Диссертация в виде научного доклада на соискание ученой степени доктора технических наук. Москва, 2012

22. Т.И. Титова, Н.А. Шульган, Ю.М. Батов, С.Ю. Баландин Опыт изготовления и совершенствования качества крупногабаритных заготовок для реакторных установок, производимых на Ижорской технологической площадке ЗАО ОМЗ. Доклад. Москва, 2012

23. Марков С.И., Карк Г.С., Чернобаева А.А. Влияние размера аустенитного зерна на механические свойства стали 15Х2НМФА // В книге: Новые конструкционные стали и сплавы и методы их обработки для повышения надежности и долговечности изделий. Запорожье: ЗМИ им. В.Я.Чубаря, 1986. С. 106.

24. Марков С.И., Баландин С.Ю. Термическая обработка крупных штамповок из стали 15Х2НМФА // Труды ЦНИИТМАШ. 1985. №189. С. 21-30.

25. Марков С.И. Термическая обработка крупногабаритных деталей энергооборудования // Труды ЦНИИТМАШ. 1987. №200. С. 21-29.

26. Марков С.И., Астафьев А.А., Карк Г.С., Свистунова З.В. Исправление структуры перегрева в стали 15Х2НМФА // Известия Академии наук СССР. Металлы. 1987. №3. С. 115-118.

27. Чернобаева А.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А., Медведев К.И., Красиков Е.А., Папина В.Б., Титова Т.И. Ш.Н.А., Корбатова Е.В. Б.Ю.М. Сравнительный анализ металла обечаек из стали 15Х2НМФА-А современного производства и производства 70-80х гг. // История науки и техники. - 2013. Вып. 8. С. 106-118.

28. Gurovich B., Kuleshova E., Zabusov O., Fedotova S., Frolov A., Saltykov M., Maltsev D. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement // Journal of Nuclear Materials. - 2013. Vol. 435, № 1-3. P. 25-31.

29. Астафьев А.А., Марков С.И., Карк Г.С. Снижение склонности перлитной корпусной стали к зернограничному примесному охрупчиванию // В книге: Тезисы докладов Всесоюзной научной конференции "Современные проблемы повышения качества металла». Донецк, 1978. С. 91-92.

30. Астафьев А. А., Карк Г. С., Марков С. И. «Фосфорный» пик внутреннего трения в перлитной стали // Физика металлов и металловедение. 1978. Т. 45. С. 197-199.

31. Карк Г.С., Астафьев А. А., Марков С.И. Влияние совместной равновесной зернограничной сегрегации фосфора и никеля на охрупчивание низколегированной стали при длительных изотермических выдержках // В книге: Тезисы докладов IX Всесоюзной конференции по физике прочности и пластичности металлов. Куйбышев, 1979. С. 215-216.

32. Карк Г.С., Марков С.И. Обратимая отпускная хрупкость корпусной реакторной стали // В книге: Тезисы докладов Всесоюзной научной конференции «Прогрессивные технологические процессы в атомном машиностроении». Москва, ЦП НПО Машпром, 1981. С. 54-56.

33. Запорожченко В.Г., Ибраев Ж. А., Карк Г.С., Крупин В. А., Соловьев Н.П., Астафьев А. А., Марков С.И. Исследование зернограничной сегрегации фосфора методом ОЖЕ-спектроскопии // Восьмая Всесоюзная конференция по локальным рентгеноспектральным исследованием и их применению: Сб. научных трудов. Черноголовка, 1982. С. 184-185.

34. Медведев В. В., Константинова С. А., Марков С. И., Карк Г. С. Совместное влияние фосфора и кремния на зернограничную хрупкость стали 15Х2НМФА // Интеркристаллитная хрупкость сталей и сплавов. ИжеМесто для формулы.вск, 1984. С. 39-4I.

35. Носов С.И., Земляков С.Н., Карк Г.С., Марков С.И. Отпускная хрупкость низколегированных сварных швов // Автоматическая сварка. 1984. №12. С. 3-6.

36. Карк Г.С., Астафьев А.А. Отпускная хрупкость низколегировнных Cr-Ni-Mo сталей // Металловедение и термическая обработка сталей для оборудования энергоустановок. Труды ЦНИИТМАШ, 1983. - 177 с.

37. Марков С. И. Референтные технологии термической обработки обечаек корпуса реактора типа ВВЭР// Тяжелое машиностроение. 2011. №8. С. 11-16.

38. Юханов В. А. Исследование деформационного и термического старения корпусных сталей для атомных энергетических установок. Диссертация на соискание ученого звания к. т. н. 1979. ОАО НПО ЦНИИТМАШ.

39. Б.А. Гурович, Е.А. Кулешова, С.В. Федотова, А.С. Фролов Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. -2012. Т.7., С. 22-26.

40. Shtrombakh, Y., Gurovich B., Kuleshova E., Maltsev D., Fedotova S., Chernobaeva A. Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels // Journal of Nuclear Materials. Elsevier B.V., - 2014. Vol. 452, № 1-3. P. 348-358.

41. G. R. Odette, T. Yamamoto and B.D.W. Late blooming phas- es and dose rate effects in RPV steels: integrated experiments and models // Proceedings of the Second International Conference on Multiscale Materials Modeling / ed. Ghoniem N.M. - 2004. - 355 p.

42. Shtrombakh Y.I., Gurovich B. A., Kuleshova E. A., Frolov A. S., Erak D. Yu., Zhurko D. A., Krikun E. V.. Evaluation of the Radiation Resistance and Thermal Stability of 15KH2MFA-A, Modifications a and B, Steel and Weld-Seam Metal // Atomic Energy. - 2014. Vol. 116, № 6. P. 373-381.

43. Lambrecht M. et al. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. - 2010. Vol. 406. P. 84-89.

44. Zhou B., Wang J., Liu Q. Effect of nickel alloying element on the precipitation of Cu-rich clasters in RPV model steel. In; Fontevraud 7. 2012. paper reference A026-T01.

45. Константинова С. А. Структурная наследственность и ее исправление высоким отпуском в крупногабаритных изделиях из стали 15Х2НМФА. Диссертация на соискание ученого звания к. т. н. 1988. Москва.МИСиС.

46. Чернобаева А. А. Исследование влияния температурно-временных параметров термической обработки на структурную наследственность стали 15Х2НМФА. Диссертация на соискание ученого звания к. т. н. 1989. ОАО НПО ЦНИИТМАШ.

47. Карк Г. С. Исследование обратимой отпускной хрупкости сталей для корпусов реакторов АЭС. Диссертация на соискание ученого звания к. т. н. 1980. ОАО НПО ЦНИИТМАШ.

48. Астафьев А. А., Марков С.И., Карк Г.С. Влияние химического состава перлитных сталей на их радиационное охрупчивание // В книге «Радиационная физика металлов и сплавов». Материалы научного семинара. Тбилиси, Институт физики АН ГССР. 1976. С. 213-224.

49. Астафьев А.А., Марков С.И., Карк Г.С. Статистический анализ совместного влияния никеля, меди и фосфора на радиационное охрупчивание перлитных сталей // Атомная энергия. 1977. Т. 42. С.187-190.

50. Зорев Н.Н., Астафьев А. А., Марков С.И., Карк Г.С. Статистический анализ литературных данных о радиационной стойкости сталей для АЭС // Энергомашиностроение. 1977. №4. С. 24.

51. Гурович Б. А., Кулешова Е.А., Мальцев Д. А., Федотова С.В., Фролов А.С., Забусов О.О., Салтыков М.А Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2012. Т.4. С. 110-121.

52. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Забусов О.О., Федотова С.В., Приходько К.Е., Фролов

А.С., Мальцев Д.А., Салтыков М.А Радиационно-индуцированные структурные эффекты,

наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации,

180

восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2011. Т.3.С. 3-13.

53. Meslin E., Lambrecht M. et al. Characterization of neutron-irradiated ferritic model alloys and a RPV steel from combined APT, SANS, TEM and PAS analyses // Journal of Nuclear Materials. Elsevier B.V. - 2010. Vol. 406, № 1. P. 73-83.

54. Yoo K.-B., Kim J.-H. Effects of impurity segregation to grain boundary on intergranular cracking in 2.25Cr-1W steel // Procedia Engineering. Elsevier B.V. - 2011. Vol. 10. P. 24842489.

55. Burke M., Stofanak R., Hyde J., English C., Server W. Microstructural Aspects of Irradiation Damage in A508 Gr 4N Forging Steel: Composition and Flux Effects // Journal of ASTM International. - 2004. Vol. 1, № 5. P. 11773.

56. Khodan A.N. et al. Mechanism and kinetics of phosphorus segregation at the grain boundaries of VVER-1000 pressure vessel steel at 280 - 320 °С // Acta Materialia. - 2013, в печати.

57. Sorokin M.V., Lavrukhina Z.V., Khodan A.N., Malzev D.A., Bokstein B.S., Rodin A.O., Ryazanov A.I., Gurovich B.A. Effect of subgrain structure on the kinetics of phosphorus segregation in grain boundaries. // Acta Materialia. - 2014, в печати.

58. Khodan A.N., Sorokin M.V., Lavrukhina Z.V., Saltykov M.A., Zabusov O.O., Ryazanov A.I. The mechanism and kinetics of phosphorus segregation in the grain boundaries of VVER-1000 pressure vessel steel at 280 - 320 °С. // Journal of Nuclear Materials. -2014.

59. Gurovich B., Kuleshova E., Shtrombakh Y., 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. Mater. - 2013. Vol. 434, № 1-3. P. 72-84.

60. Lambrecht M. et al. Influence of different chemical elements on irradiation-induced hardening embrittlement of RPV steels // J. Nucl. Mater. - 2008. Vol. 378. P. 282-290.

61. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А., Забусов О.О., Салтыков М.А. Структурные исследования термокомплектов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 // Проблемы материаловеления при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС. Санкт-Петербург. - 2012. C. 190.

62. Гурович Б. А., Кулешова Е.А., Забусов О.О., Федотова С.В., Фролов А.С., Мальцев Д. А., Салтыков М. А. Структурные параметры, влияющие на склонность к развитию отпускной хрупкости теплостойких сталей при длительной эксплуатации изделий из них // В материалах 9-й международной научно-технической конференции «Современные металлические материалы и технологии» (СММТ'11). Россия, Санкт-Петербург, ЦНИИ КМ «Прометей». - 2011.

63. Забусов О.О., Салтыков М.А., Гурович Б. А., Кулешова Е.А, Федотова С.В, Журко Д. А Радиационно-стимулированная межзеренная сегрегация в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 // ВАНТ. Серия «Физика радиационных повреждений и радиацион- ное материаловедение». - 2013.Т.2, Вып. 84. С. 82-89.

64. Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Мальцев Д.А., Федотова С.В. Связь служебных характеристик сталей корпусов ядерных реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения // ВАНТ. Серия «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение». - 2013. Т.2, Вып.84. С. 3-10.

65. Takayama S., Ogura T., Fu-S.-C., McMachon C.J. Temper Embrittlement and Embrittlement Equation of Ni-Cr Steel doped with Silicon. - Trans. Iron and Steel Inst., Japan, 1980, vol. 20, № 12, p. B600-B602.

66. Jin Yu., McMahon C.J. The Effect of Composition and Carbide Precipitation on Temper Embrittlement of 2,25Cr-1Mo Strrl. 1. Effect of P and Sn. - Met. Trans., 1980, vol. 11A, № 2, p. 277-289.

67. Такано С. - Нихон ёсэцу гаккай коэн гайё, 1977, № 2, с. 118.

68. Kawakami T. - Tetsu to hagane. J. Iron and Steel Inst., Japan, 1975, vol. 61, № 2, p. A33-A36.

69. Smith J.F. Reynolds J.H., Southworth H.N. - Acta Met., 1980, vol. 28, h. 1555-1564.

70. Тарманн Р. Раскисление углеродом в вакууме и его влияние на качество крупных поковок из улучшенных сталей. // Berg-und Hüttenmännische Monotshefte. - 1978. - 123. -№ 11. - S. 390-397

71. Watanabe J., Murakami Y. Prevention of Temper Embrittlement of Cr-Mo Steel Vessels by the Use of Low-Silicon Forged Shells. - American Petroleum Institute, Washington, D.C., 1981, p. 216-223.

72. Kohno H., Miyakawa M., Kinosita S. and Suzuki A. Effect of Chemical Composition on Properties of High Purity 3,5NiCrMoV Steel. - ASM-EPRI, Int. Conf. Advances in Materials Technology for Fossil Power Plants. Chicago, September 1-3, 1987

73. Утида К. Влияние кремния и фосфора на отпускную хрупкость Cr-Ni-Mo сталей. // Tetsu to hagane. J. Iron and Steel Inst., Japan. - 1981. - V. 67. - № 5. - P. 583

74. Fukuda T., Tanaka Y., Ikeda Y. and Yoshida H. Production and Properties of Large Sized Superclean LP Turbine Rotor Forgings. // The 13 th Int. Forgemasters Meeting (Pussan, Korea, October 12-16, 1997). - P. 429-438

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

86. ГОСТ Р 59115.14-2021. Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора: утвержден и введен в действие Приказом Федерального агентства по техническому регулированию и метрологии от 20 октября 2021 г. № 1177-ст: дата введения 2022-01-01. - URL: https://docs.cntd.ru/document/572734288 (дата обращения: 12.08.2023). - Текст: электронный.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

96. Effects of alloying elements and the cooling condition on the microstructure, tensile properties, and Charpy impact properties of high-strength bainitic steels / H.K. Sung, S. Y. Shin, B. Hwang [et al.] // Journal of Korean Institute of Metals and Materials. - 2010. - Vol. 48, № 9. - P. 798806.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

126.Intergranular embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels / O.O. Zabusov, B.A.

Gurovich, E.A. Kuleshova // Key Engineering Materials. - 2013. - Vol. 592-593. - P. 577-581. 127.Influence of the thermodynamic parameters on the temper embrittlement of SA508 Gr.4N Ni-Cr-Mo low alloy steel with variation of Ni, Cr and Mn contents / S.-G. Park, K.-H. Lee, K.-D. Min [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2012. - Vol. 426, №1-8. - P.

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

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

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

131.Contribution of hardening mechanism to VVER-1000 RPV welds flux effect / E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, A.S. Frolov [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - Vol. 477. - P. 110122.

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

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

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

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

136.Structural mechanisms of the flux effect for VVER-1000 reactor pressure vessel materials / B. Gurovich, E. Kuleshova, S. Fedotova [et al.] // Conference: Fontevraud 8 - Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability. - Avignon, France, 2014. - 0-T01-018. - P. 1-6.

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

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

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

140.Sham, K.-L. Advanced characterization techniques in understanding the roles of nickel in enhancing strength and toughness of submerged arc welding high strength low alloy steel multiple pass welds in the as-welded condition: Doctor of Philosophy thesis: Metallurgical and Materials Engineering / Kin-Ling Sham; Advisor: Dr. Stephen Liu; Colorado School of Mines. -Golden, Colorado, USA, 2014. - 201 p.

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

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

143.Лаврухина, З.В. Особенности механизма и кинетики сегрегации примесных и легирующих элементов в границах зёрен сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 при длительном воздействии эксплуатационных факторов: дис. ... канд. физ.-мат. наук:

01.04.01 / Лаврухина Зинаида Валерьевна; науч. рук. Е.А. Кулешова; НИЦ «Курчатовский институт». - Москва, 2016. - 126 с.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

155.Sham, K.-L. Advanced characterization techniques in understanding the roles of nickel in enhancing strength and toughness of submerged arc welding high strength low alloy steel

189

multiple pass welds in the as-welded condition: Doctor of Philosophy thesis: Metallurgical and Materials Engineering / Kin-Ling Sham; Advisor: Dr. Stephen Liu; Colorado School of Mines. -Golden, Colorado, USA, 2014. - 201 p.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

190

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

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

169.Kawata, I. Experimental evaluation of effective surface energy for cleavage microcrack propagation across grain boundary in steels / I. Kawata, H. Nakai, S. Aihara // Acta Materialia. -2018. - Vol. 150. - P. 40-52.

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

171.Thermal ageing mechanisms of VVER-1000 reactor pressure vessel steels / Y.I. Shtrombakh, B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2014. - Vol. 452, № 13. - P. 348-358.

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

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

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

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

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

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

178.E.A. Kuleshova, B.A. Gurovitch, E.V. Krikun, A.S. Frolov, D.A. Maltsev, Z.V. Bukina, M.A. Saltykov, A.G. Balikoev Specific features of structural phase state and properties of reactor pressure vessel steel at elevated irradiation temperature. Science and Technology of Nuclear installations, 2017, 12 pages

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

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

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

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

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

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

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

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

187.Марков С.И., Баликоев А.Г., Дуб В.С., Лебедев А.Г., Гурович Б.А. Кулешова Е.А. Референтная сталь 15Х2НМФАА для ВВЭР перспективных проектов. Сборник тезисов 10-ой МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2017. С. 127

188.Патент на изобретение 2773227 C1, 31.05.2022. Заявка № 2021104201 от 19.02.2021 / Теплостойкая и радиационностойкая сталь // Марков С.И., Баликоев А.Г., Толстых Д.С., Иванов И.А., Дуб В.С., Тахиров А.А., Петин М.М., Тохтамышев А.Н.;

189.Патент на изобретение 2634867 C1, 07.11.2017, Заявка № 2016151918 от 28.12.2016 «Теплостойкая и радиационно- стойкая сталь» Дуб В. С., Марков С. И., Лебедев А. Г., Ромашкин А.Н., Куликов А.П., Баликоев А.Г., Козлов П.А., Мальгинов А.Н., Толстых Д.С., Новиков С.В., Корнеев А.А., Силаев А.А., Новиков В.А.

190.М.П.Браун Микролегирование стали. Киев: «Наукова думка», 1982, 303 с.

191.Я.Е.Гольдатейн, В.Г.Мизин. Модифицирование и микролегирование чугуна и стали. М.: «Металлургия», 1986, 272 с.

192.Shideaki Ogibayashi, Advances in technology of oxide metallurgy. Nippon steel technical report No 61, April 1994

193.Z.T. Ma, D. Janke. Oxide metallurgy - its purposes and practical approaches. Acta metalurgica sinica (english letters) Vol 11, No 22, pp.79-86, April 1998.

194.В.М Ажажа, М.П. Зейдлиц, С.В. Шевченко, В.М.Амоненко. Влияние химически активных элементов на свойства никеля электронно-лучевой плавки // Металлы. № 4, 1973, с. 157-159.

195.В.Ф. Зеленский, И.М. Неклюдов Влияние редкоземельных элементов на радиационную стойкость материалов. Радиационное материаловедение // Труды Международной конференции Харьков, 1991, т.2, с. 45-57

196.A.S.Bakaj, V.V.Gann, V.F.Zelensky, I.M.Heklyudov. Alternative polarity recombination centers of Point Defects // Effects of Radiation on materials. 1990, vol.1, p.623-631.

197. И. М. Неклюдов, В. Н. Воеводин радиационное распухание модифицированных аустенитных сталей, известия высших учебных заведений, № 4 физика 2008, с 61-73.

198.В.Ф. Зеленский, И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов и др. Снижение эффектов радиационного охрупчивания и радиационной ползучести сталей и сплавов с помощью микролегирования РЗМ //Радиационное материаловедение. 1990, т.1, с. 175-183.

199.Патент на изобретение 2639080 C1, 19.12.2016. Заявка № 2016151920 от 28.12.2016 «Способ производства стали» Дуб В.С., Марков С.И., Лебедев А.Г., Ромашкин А.Н., Куликов А.П., Баликоев А.Г., Мальгинов А.Н., Толстых Д.С., Новиков С.В., Корнеев А.А., Щепкин И.А., Новиков В. А.

200.Ромашкин А.Н., Руцкий Д.В., Толстых Д.С., Мальгинов А.Н., Эхвая Г.А., Баликоев А.Г. \\ Исследование фундаментальных закономерностей распределения химических элементов по сечению и моделирование процесса затвердевания кузнечных слитков. \\ Черная металлургия, 2016, №6, с 78-88

201.Ромашкин А.Н., Руцкий Д.В., Толстых Д.С., Мальгинов А.Н., Эхвая Г. А., Баликоев А.Г. Исследование фундаментальных закономерностей распределения химических элементов по сечению и моделирование процесса затвердевания кузнечных слитков. Сб. тезисов НТК «Эффективное производство стали». Россия, г. Москва. 26...27 апреля 2016. Москва.

202.Иванов И.А., Марков С.И., Ромашкин А.Н., Дуб В.С., Баликоев А.Г., Мальгинов А.Н., Толстых Д. С., Эхвая Г. А. Моделирование процессов термической обработки элементов корпусного оборудования АЭС с учетом краевых эффектов. XIV МНТК «Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС «Мейнстрим-2016». Россия, г. Санкт-Петербург (Зеленогорск), ЦНИИ КМ «Прометей». 6.10 июня 2016 г

203.Баликоев А.Г., Толстых Д.С., Иванов И. А., Дуб В.С. Новые корпусные материалы для перспективных ядерных реакторов // Сборник трудов, XVI Международный конгресс сталеплавильщиков и производителей металлов, Екатеринбург. 2021;

204.Иванов И. А., Дуб В.С., Шурыгин Д. А., Мальгинов А.Н., Баликоев А.Г., Соловьева М.С., Бубнёнков Б.Б., Тохтамышев А.Н., Стрижов М.А. Разработка комплекса промышленных технологий по изготовлению реактора типа ВВЭР-С, обеспечивающих ресурс эксплуатации до 80 лет // Межотраслевая научно-техническая конференция «Реакторные материалы атомной энергетики», 11-15 сентября 2023 г., Екатеринбург: тезисы докладов. - Екатеринбург, 2023. - М.: «Перо», 2023. - С. 30-31.

ПРИЛОЖЕНИЕ А Акты изготовления

Приложение А1. Акт изготовления слитка из референтной стали

СОГЛАСОВАНО

УТВЕРЖДАЮ

АО «НПО «цнииШшп»

Заместитель гене^лмгого директора -директор ИМиУ//у

* Л^й^у^ И А- Иванов

.-С /.■/О'У/ ^ ' . \

О

АКТ

изготовлШгоГслитка из стали типа 15Х2НМФА-А(М), полученной на производственной площадке филиала АО «АЭМ-технологии» «АЭМ-Спецсталь» в рамках Договора № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007.11 Зт

«16» сентября 2022 г. Комиссия в составе

Председатель Заведующий ЛКС Мальгинов А Н.

члены комиссии Заместитель главного металлурга Ященко В.К

назначенная распоряжением по ИМиМ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» от «07» сентября 2022 г. № _27_/_2, «14» сентября 2022 г. проверила факт изготовления опытного слитка из стали типа 15Х2НМФА-А(М)

1. Комиссии предъявлены:

1.1. Опытный слиток из стали типа 15Х2НМФА-А(М) (далее - Объект испытаний) в количестве 1 шт.

1.2. Требования технического задания и чертежа в соответствии с Договором № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007.11.3т от 29.09.2022, п. 3.4.1 Технического задания

1.3. Технологические указания (ТУк) на изготовление опытного слитка из стали типа 15Х2НМФ А-А(М) ТУ к СФ-16.2/4477-сз от 11.09.2022.

1.4 Наименования документов производственного заказа и изготовления: плавильная карта № 199313.

2. В результате проверки установлено:

2.1 Объект испытаний изготовлен ФЛ АО «АЭМ-технологии» «АЭМ-Спецсталь» 14 сентября 2022 года, в соответствии с требованиями Договора № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007.11.3т от 29.09.2022 раздела ТЗ 3.4.1 и приложения 1 к ТЗ, а также ТУ к СФ-16.2/4477-сз.

3. Заключение

Объект испытаний пригоден для проведения ковки и последующей термической обработки:

- масса объекта 27,5тонн ±50кг;

- химический состав объекта приведен в таблице

Ведущий научный сотрудник

Щепкин И. А.

Приложение А2. Акт изготовления поковки из референтной стали

Приложение А3. Акт изготовления образцов для испытаний из референтной стали

изготовления образцов для проведения испытаний из стали типа 15Х2НМФА-А(М), полученной на производственной площадке филиала АО «АЭМ-технологии» «АЭМ-Спецсталь» в рамках Договора № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007.11,3т

«09» ноября 2022 г Комиссия в составе:

Председатель Заведующий ЛКС Мальгинов А Н.

члены комиссии Заместитель главного металлурга Ященко В.К.

Ведущий научный сотрудник Щепкин И.А.

назначенная распоряжением по ИМиМ АО «НПО «ЦНИИТМАШ» от «07» сентября 2022 г. № 27 / 2 . в период с 17 октября по 9 ноября 2022г. проверила факт отбора образцов от опытной ступенчатой поковки из стали типа 15Х2НМФА-А(М).

1. Комиссии предъявлены:

1.1 Образцы для испытаний из стали типа 15Х2НМФА-А(М) в количестве 96 шт, в том числе:

1. Образцы на одноосное статическое растяжение при +20°С типа III №4 по ГОСТ 1497 18 шт;

2. Образцы на одноосное статическое растяжение при +400°С типа III №4 по ГОСТ 9651 18 шт;

3. Образцы на ударный изгиб Шарпи 11 типа по ГОСТ 9454 (заготовка под каждый образец 65 мм*20 ммх20 мм) 45 шт;

4. Образцы для структурных исследований и определения твердости заготовка под каждый образец 20 ммх50 ммх50 мм - 9 шт,

5. Образцы на химический анализ аготовка под каждый образец 35 ммх35 ммх20 мм

3 шт;

6. Образцы на газовый анализ (водорода, кислорода, азота) О 4-К>х50мм - 3 шт;

1.2. Образцы для передачи Заказчику в количестве 8 шт, в том числе:

1. пробный припуск планка от внешнего торца тонкой ступени образца 200x1160 мм- 1 шт;

2. проба 105x235x235 мм - 3 шт;

3. проба 70x70x250 мм - 3 шт;

4. пробная планка под сварку 400x300x1160 мм 1 шт.

1.3. Требования технического задания п. 4, 5 и 6 и чертежа АС9900.85.00.701 в соответствии с Договором № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007.11 Зт от 29.09.2022.

2. В результате проверки установлено:

2.1 Образцы из! отовлены ФЛ АО «АЭМ-технологии» «АЭМ-Спецсталь» в период с 17 октября по 9 ноября 2022 года, в соответствии с требованиями Договора № АЭМт/ТД/2022/19/220293.007Л 1.3т от 29.09.2022 разделы ТЗ 4, 5 и 6 и чертежа АС9900.85.00.701.

3. Заключение

Образцы из стали типа 15Х2НМФА-А(М) пригодны для проведения дальнейших исследований свойств произведенной опытно-промышленной ступенчатой поковки в условиях завода-изготовителя в соответствии с разделами 4 и 5 ТЗ, а дополнительно отобранные образцы в соответствии с разделом 6 ТЗ пригодны для передачи и проведения дополнительных испытаний у Заказчика.

11редседа гель Заведующий ЛКС

члены комиссии Заместитель главного металлурга

Ведущий научный сотрудник

и. 2о г г.

„ гсгт-

Р9, У/, 2&2 г.

Мальгинов А.Н.

Ященко В.К.

Щепкин И.А.