Верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Медведев Кирилл Игоревич

• Медведев Кирилл Игоревич
• кандидат наук
• 2025

Оглавление диссертации кандидат наук Медведев Кирилл Игоревич

Введение

1 Литературный обзор

1. 1 Развитие технологии ВВЭР

1.2 Изменение свойств корпусных сталей реакторов ВВЭР-440 в процессе эксплуатации и восстановительного отжига

1.2.1 Первичное облучение

1.2.2 Изменение свойств материалов корпуса реактора ВВЭР-440 в процессе восстановительного отжига

1.2.3 Изменение свойств материалов корпусов ВВЭР-440 при повторном облучении после отжига

1.3 Структурные изменения в материалах корпусов реакторов ВВЭР-440 в процессе облучения, отжига и повторного после отжига облучения

1.4 Продление срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения

1.5 Выводы к главе

2 Материалы и методы исследования

2.1 Процедура разработки универсальной аналитической зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440

2.2 Металл корпуса реактора НВАЭС-3 (ВВЭР-440/179) после 45 лет эксплуатации. Вырезка трепанов

2.2.1 Процедура оценки свойств в трёх взаимно-перпендикулярных направлениях

2.2.2 Разделка трепанов и изготовление образцов

2.2.3 Отбор проб для определения флюенса быстрых нейтронов

2.2.4 Методы определения химического состава металла трепанов

2.3 Методики проведения механических испытаний

2.4 Статистические методы обработки результатов испытаний

3 Разработка универсальной зависимости для оценки радиационного

охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440

3.1 Исходные данные для разработки зависимости

3.2 База данных радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440

3.3 Содержание меди в твердом растворе в зависимости от флюенса

3.4 Зависимость радиационного охрупчивания и оценка её параметров

3.5 Выводы к главе

4 Распределение содержания фосфора в металле сварных швов и основном металле корпусов реакторов ВВЭР-440

4.1 Содержание фосфора в металле сварных швов корпуса реактора НВАЭС-3

4.2 Закономерность распределения содержания фосфора в металле сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440

4.3 Химический состав основного металла

4.4 Выводы к главе

5 Распределение свойств в необлученных сварных швах корпусов реакторов ВВЭР-440

5.1 Результаты исследований

5.2 Моделирование радиационного охрупчивания металла шва

5.3 Выводы к главе

6 Распределение свойств в облучённом сварном шве корпуса реактора ВВЭР-440

6.1 Химический состав облучаемого сварного шва

6.2 Распределение свойств по толщине сварного шва

6.3 Выводы к главе

7 Исследование металла радиусных переходов патрубков корпусов реакторов типа ВВЭР

7.1 Исходные данные

7.2 Результаты исследований механических свойств радиусных переходов и цилиндрической части верхней обечайки зоны патрубков

7.3 Выводы к главе

8 Распределение свойств в обечайках корпуса реактора типа ВВЭР

8.1 Распределение свойств в необлучаемых обечайках зоны патрубков

8.1.1 Распределение свойств по толщине обечайки

8.1.2 Распределение свойств по окружности обечайки

8.1.3 Распределение свойств по высоте обечайки

8.2 Распределение свойств в облучаемой обечайке активной зоны

8.3 Выводы к главе

9 Верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы

9.1 Верификация оценки содержания фосфора и меди в металле облучаемых сварных швов и обечаек

9.1.1 Металл сварного шва

9.1.2 Основной металл

9.2 Подтверждение консервативности оценки исходного состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-440

9.3 Подтверждение консервативности расчетной оценки состояния металла корпуса реактора после длительного воздействия температуры 290оС

9.4 Подтверждение консервативности оценки состояния металла верхней обечайки активной зоны

9.5 Подтверждение консервативности оценки состояния металла облучаемых сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440, выполненной на основании исследования проб от внутренней поверхности корпуса реактора

9.6 Экспериментальное подтверждение консервативности процедур, используемых при расчете на СХР корпусов реакторов, на основании результатов испытаний на вязкость разрушения образцов типа СТ-0,5 из трепанов

9.7 Выводы к главе

10 Выводы

Список литературы

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы»

Актуальность работы

В реакторных установках АЭС типа ВВЭР ядерная реакция реализуется в активной зоне, находящейся внутри толстостенного стального сосуда -корпуса реактора. Корпус реактора является основным барьером, препятствующим выходу радиоактивных продуктов деления в окружающую среду при штатной эксплуатации и при возникновении аварийных ситуаций. Одним из важнейших требований безопасности является обеспечение целостности корпуса реактора в процессе штатной эксплуатации и в аварийных ситуациях, в течение десятков лет при воздействии нейтронного облучения и повышенных температур (270-290°С).

Наиболее значимым фактором, оказывающим влияние на изменение свойств материалов корпусов реакторов, является облучение нейтронами высокой энергии, которое принято характеризовать величиной накопленного флюенса быстрых нейтронов (ФБН). Для эксплуатирующихся корпусов реакторов флюенс быстрых нейтронов зависит от продолжительности эксплуатации и плотности потока быстрых нейтронов.

Особенности логистики корпусов ВВЭР-440, включая транспортировку от завода-изготовителя до площадки АЭС по железной дороге, ограничили габариты корпуса реактора. По сравнению с корпусами реакторов проектов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 диаметр корпуса реактора ВВЭР-440 существенно меньше. Это означает малую толщину водяного зазора между активной зоной и стенкой корпуса реактора и, следовательно, высокую плотность потока быстрых нейтронов, воздействующих на стенку корпуса реактора. Плотность потока быстрых нейтронов для корпуса реактора ВВЭР-440 значительно выше, чем для корпуса реактора ВВЭР-1000.

Поскольку корпус реактора является несменяемым оборудованием, ресурс корпуса реактора определяет эксплуатационный ресурс реакторных установок АЭС с ВВЭР.

Корпуса реакторов ВВЭР-440 состоят из кованых цилиндрических обечаек и сварного днища, изготовленных из малоуглеродистых низколегированных сталей марок 15Х2МФА, 15Х2МФА-А и соединенных между собой кольцевыми сварными швами, выполненными с использованием сварочных проволок марок Св-10ХМФТ, Св-13ХМФТ.

Корпуса реакторов ВВЭР-440 первого поколения разрабатывались в то время, когда еще отсутствовала информация о влияющих факторах на поведение материалов под воздействием нейтронного облучения. В частности, не было еще изучено влияние химического состава на радиационную стойкость. В связи с этим содержание фосфора и меди, существенно снижающих радиационную стойкость материала, не регламентировалось.

Высокая нейтронная нагрузка на корпус реактора в совокупности с недооценкой влияния примесных элементов на радиационную стойкость материала корпуса реактора привели к тому, что для обеспечения эксплуатации ряда корпусов реакторов до конца проектного срока службы и далее стало необходимым выполнение компенсирующих мероприятий, направленных на снижение нейтронной нагрузки и на снижение степени охрупчивания металла облучаемых сварных швов за счет проведения восстановительного отжига. В восьмидесятых - девяностых годах прошлого века был выполнен восстановительный отжиг нескольких корпусов реакторов.

Корпуса реакторов ВВЭР-440 первого поколения (В-179, В-230) не были обеспечены образцами-свидетелями. Сопровождение эксплуатации этих корпусов реакторов осуществлялось с помощью периодической вырезки с внутренней поверхности корпусов небольших проб металла (темплетов), позволяющих изготовить и испытать лишь малоразмерные образцы на ударный изгиб сечением 5x5 или 3x4 мм.

На всех стадиях эксплуатации до и после отжига металла корпуса реактора производилась вырезка и исследование металла темплетов.

На определенном этапе разработка прогнозных зависимостей изменения свойств материалов корпуса реактора осуществлялось в основном по

накопленному массиву экспериментальных данных испытания малоразмерных образцов на ударный изгиб.

К настоящему времени планируется эксплуатация реакторных установок типа ВВЭР-440 до 60 и более лет, в том числе, с применением повторных восстановительных отжигов корпусов реакторов.

В связи с этим, актуальной задачей является экспериментальная, с применением образцов стандартного размера, верификация применявшейся ранее методологии к определению свойств материалов корпуса реактора на малоразмерных образцах.

Цель работы

Целью настоящей работы является верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

• Разработана универсальная аналитическая зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

• Выявлены закономерности распределения фосфора в обечайках и сварных швах корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения.

• Выполнена вырезка трепанов (сквозных проб) из корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации. С использованием трепанов выполнено исследование металла корпуса реактора. По результатам испытания образцов стандартных размеров определены прочностные характеристики и параметры склонности к хрупкому разрушению (Тк и Т100) металла корпуса реактора в состояниях после выдержки при температурах эксплуатации (~270°С и 290°С) в течение 45 лет, а также после облучения в течение 45 лет и после повторного после отжига облучения в течение 25 лет.

• Получено распределение значений критической температуры хрупкости (Тк) и прочностных характеристик по толщине сварных швов в необлученном и облученном состояниях.

• Получено распределение значений Тк и прочностных характеристик по высоте, толщине и окружности обечаек в необлученном и облученном состояниях.

• Выполнено исследование свойств металла радиусного перехода патрубков верхней обечайки зоны патрубков.

• Выполнено подтверждение корректности и консервативности оценки радиационного охрупчивания металла корпусов реакторов ВВЭР-440 с использованием малоразмерных образцов.

Научная новизна работы

• Впервые на основании анализа экспериментальных данных изменения содержания меди в твердом растворе материалов корпусов реакторов под действием нейтронного облучения разработана универсальная (для сварных швов с высоким и низким содержанием меди) аналитическая зависимость радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

• Впервые выполнено исследование свойств металла корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации с использованием образцов стандартных размеров для определения прочностных характеристик и параметров склонности к хрупкому разрушению Тк и Т100 в состояниях после выдержки при температурах ~270°С и 290°С в течение 45 лет, после облучения в течение 45 лет и после повторного после отжига облучения в течение 25 лет.

• Впервые получено пространственное распределение свойств в металле облучаемых и необлучаемых сварных швов и обечаек корпусов реакторов ВВЭР-440.

• Впервые выполнено исследование металла радиусных переходов патрубков корпусов реакторов типа ВВЭР-440.

• Впервые выполнено определение параметров трещиностойкости для металла обечаек и сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации на образцах типа СТ.

• Впервые на основании всего объема работ выполнена верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

1. Результаты анализа экспериментальных данных по исследованию изменения содержания меди в твердом растворе в процессе облучения и обоснование универсальной аналитической зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440.

2. Закономерности распределения содержания фосфора в металле сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 и обоснование представительности результатов испытаний образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440/213 для оценки свойств металла сварных швов.

3. Результаты исследования свойств металла корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации с использованием образцов стандартных размеров для определения прочностных характеристик и параметров склонности к хрупкому разрушению Тк и Т100 в состояниях после выдержки при температурах ~270°С и 290°С в течение 45 лет, после облучения, отжига и повторного после отжига облучения в течение 25 лет.

4. Распределение свойств в металле сварных швов и металле обечаек корпусов реакторов ВВЭР-440 в необлученном и облученном состояниях после 45 лет эксплуатации и в состоянии после облучения отжига и повторного облучения в течение 25 лет в составе корпусов реактора.

5. Верификация методологии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы.

Практическая значимость

Полученные результаты подтвердили корректность стратегии контроля и прогноза свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения в сверхпроектный период эксплуатации, основанную на результатах исследования малоразмерных образцов из металла темплетов, отобранных от внутренней поверхности корпуса реактора. Подтвердили корректность нормативных зависимостей, используемых для оценки радиационного охрупчивания корпусов реакторов ВВЭР-440 после отжига. Подтвердили корректность и консервативность подходов, используемых при обосновании продления срока службы корпусов реакторов ВВЭР-440/213 и ВВЭР-440/270.

Результаты работы использованы:

- Для оценки консервативного значения содержания фосфора в металле облучаемого сварного шва корпуса реактора блока № 2 Армянской АЭС при обосновании эксплуатации после отжига.

- Для оценки состояния металла необлучаемых элементов корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы до 60 лет.

- При разработке индивидуальных программ контроля изменения свойств металла корпусов реакторов ВВЭР-440 при продлении срока службы до 60 лет и более.

- При разработке ГОСТ Р 59115.14-2021 «Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчет на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора».

Степень обоснованности и достоверности полученных научных результатов

Достоверность полученных результатов обоснована большим объемом экспериментальных данных, полученных на натурном металле корпуса реактора после 45 лет эксплуатации, использованием статистического анализа

и сравнительного анализа полученных в работе результатов и данных из открытых публикаций.

Механические испытания, исследование химического состава и микроструктуры выполнены в строгом соответствии с установленными отраслевыми и государственными стандартами на сертифицированном оборудовании.

Личный вклад автора

Автор принимал активное участие на всех этапах проведения работы:

- подготовка к вырезке трепанов из корпуса реактора энергоблока №3 Нововоронежской АЭС;

- планирование исследований;

- разработка схем разделки трепанов и изготовление из них образцов;

- подготовка образцов металла трепанов из корпуса реактора ВВЭР-440 для определения химического состава, активности, проведения механических испытаний и микроструктурных исследований;

- анализ и интерпретация результатов исследования металла трепанов с учетом информации, представленной в открытых публикациях по исследованию металла трепанов и темплетов из корпусов реакторов ВВЭР;

- разработка универсальной зависимости радиационного охрупчивания металла сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440;

- подготовка отчётных документов по результатам работ;

- подготовка публикаций по теме диссертации.

Апробация работы

Результаты работы были доложены на нескольких научно-технических конференциях и семинарах:

• 26-я международная конференции по конструкционной механике в реакторных технологиях (26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, SMiRT-26), 10-15 июля 2022. Доклад «Исследование

металла сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации». К.И. Медведев, А.А. Чернобаева, Д.Ю. Ерак, Д.А. Журко, В.Н. Кочкин, С.А. Бубякин, А.П. Бандура, Н.В. Паль, А.А. Решетников.

• Отраслевой научный семинар «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», 20-22 апреля 2021. Доклад «Распределение свойств по толщине сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации», представив коллектив авторов Д.Ю. Ерак, А.А. Чернобаева, К.И. Медведев, Д.А. Журко, В.Н. Кочкин, М.А. Скундин, С.А. Бубякин, А.А. Решетников, Н.В. Паль.

• XII МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 18 - 21 мая 2021 г. Металл сварных швов корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации, Медведев К.И., Чернобаева А.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Кочкин В.Н., Паль Н.В., Решетников А.А., НИЦ «Курчатовский институт»

• XXI Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. 10-11 апреля 2019 г. АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» г. Подольск. Определение химического состава трепанов, вырезанных из корпуса реактора блока №3 Нововоронежской АЭС. Медведев К.И., Решетников А.А., Паль Н.В., Бубякин С.А., Скундин М.А., Ерак Д.Ю., Чернобаева А.А., Кочкин В.Н., Журко Д.А.

• Всероссийская молодежная конференция «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения», Димитровград, Россия, 27-29 марта 2018 г. Доклад «Программа исследования металла корпуса реактора 3-го блока Нововоронежской АЭС с использованием трепанов (вырезаемых из корпуса реактора)» авторов Бобков А.В., Медведев К.И., Абрамов А.Н.

• 14-ой Международной научно-практической конференции по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс» (МНПК АЭ-2018). РФ, Крым, г. Севастополь, 1-6 октября 2018 г. «Вырезка и исследование проб металла из корпуса реактора ВВЭР-440 после вывода из эксплуатации»

Список работ, опубликованных по теме диссертации

Результаты выполненных работ опубликованы в 7 статьях в научных

журналах, 5 из которых - публикации в рекомендуемых ВАК РФ

рецензируемых изданиях.

• Чернобаева А.А., Ерак Д.Ю., Медведев К.И., Красиков Е.А., Дадон М.В., Решетников А.А., Паль Н.В., Кочкин В.Н. Исследование распределения содержания фосфора по толщине сварного соединения корпусов реакторов ВВЭР-440. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2020, вып. 3, с. 47-53.

• Ерак Д.Ю., Медведев К.И., Чернобаева А.А., Журко Д.А., Ерак А.Д., Бубякин С.А., Бандура А.П., Исследование металла патрубков корпуса реактора ВВЭР-440 после 45 лет эксплуатации. Вопросы материаловедения, 2020, № 4(104), с.192-199.

• Medvedev K. I., Erak D. Yu., Chemobaeva A. A., Zhurko D. A., Erak A. D., Bubyakin S. A. and Bandura A. P. Studying Metal of Nozzles of VVER-440 Pressure Vessel after 45 Years of Operation, Inorganic Materials: Applied Research, 2021, Vol. 12, No. 6, pp. 1695-1700.

• Ерак Д. Ю., Чернобаева А. А., Медведев К. И., Журко Д. А., Кочкин В.Н., Скундин М.А., Бубякин С. А., Паль Н.В., Решетников А.А. Исследование металла необлучаемого сварного шва корпуса реактора ВВЭР-440 после эксплуатации в течение 45 лет. Вопросы материаловедения, 2021, № 4(108), с.202-215.

• Medvedev K.I., Erak D.Y., Chernobaeva A.A., et al. Study of the Unirradiated Weld Metal of the VVER-440 Reactor Vessel after 45 Years of Operation. Inorganic Materials: Applied Research, 2022, Vol. 12, pp. 1727-1735.

• Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А., Медведев К.И., Журко Д.А., Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440 после отжига, Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2017, вып. 2, с. 67-78.

• Чернобаева А.А., Ерак Д.Ю., Медведев К.И., Анализ охрупчивания

материалов корпусов ВВЭР-440 при облучении до высоких флюенсов.

Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2020,

вып. 1, с. 72—81.

Благодарности

Автор выражает искреннюю благодарность:

- Своему научному руководителю д.т.н. А.А. Чернобаевой за научное руководство, поддержку на всех этапах выполнения работы, терпение и вдохновение.

- Всему коллективу ОРМиТ за выполнение комплексных исследований металла трепанов, сотрудничество, конструктивные замечания, высокую квалификацию и помощь в получении результатов.

- Руководителю отдела д.т.н. Д.Ю. Ераку за неоценимую поддержку и помощь на всех этапах выполнения работы и неиссякаемую мотивацию.

- А.В. Бобкову за важную роль в успешной реализации вырезки трепанов из корпуса реактора энергоблока №3 Нововоронежской АЭС.

- Моей семье и друзьям за позитивный настрой и теплоту.

1 Литературный обзор 1.1 Развитие технологии ВВЭР

Технология водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) развивается на протяжении более чем пятидесяти лет и стала одной из основных в ядерной энергетике России. Атомные электрические станции (АЭС) с реакторными установками типа ВВЭР-440 более 40 лет эксплуатируются в Европе (Венгрия, Чехия, Словакия, Болгария, Финляндия, Армения, Украина). Реакторные установки типа ВВЭР-1000 эксплуатируются в Китае, Индии, Украине, Болгарии, Чехии, Иране. В Российской Федерации и Республике Беларусь несколько лет назад были введены в эксплуатацию блоки с реакторными установками типа ВВЭР-1200, которые относятся к поколению «3+» и характеризуются повышенным уровнем безопасности. Последние годы АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200 активно строятся в Венгрии, Турции, Египте, Китае, республике Бангладеш, начало эксплуатации для них запланировано на ближайшие годы.

Разработка реакторов ВВЭР и материалов для них началась в 1950-х годах в Советском Союзе. Основной целью было создание надежного и безопасного реактора, с урановым топливом. В качестве замедлителя и теплоносителя было предложено использование воды, что позволило повысить коэффициент полезного действия (КПД) и упростить конструкцию.

Первым энергетическим водо-водяным реактором корпусного типа стал ВВЭР-210 (В-1), разработанный в Курчатовском институте. Физический пуск «с открытым верхним блоком» был проведён в декабре 1963 года, в сентябре 1964 года реактор был подключён к энергосети в качестве первого энергоблока Нововоронежской АЭС (НВАЭС). В декабре 1964 года реактор вышел на проектную мощность, оказавшись на тот момент самым мощным энергоблоком в мире. Корпус реактора был плакированным и обеспечен образцами-свидетелями. На нём были отработаны технические решения, ставшие впоследствии традиционными: • шестигранная форма кассет,

• материалы для оболочек твэлов,

• форма и материалы для корпуса и опорной конструкции реактора,

• приводы СУЗ (система управления и защиты реакторной установки),

• системы температурного контроля и энерговыделения. Назначенный срок службы реакторной установки составлял 20 лет.

Температура на внутренней стенке корпуса в штатном режиме составляет 250оС. В 1984 году реактор В-1 был остановлен и выведен из эксплуатации.

В январе 1957 года в ОКБ «Гидропресс» началась разработка технического проекта ВВЭР-70 (В-2) электрической мощностью 70 МВт для АЭС Райнсберг в ГДР. В конце 1958 года технический проект реактора В-2 был закончен. Разработка проекта В-2 велась с разрывом времени менее двух лет с проектом В-1, поэтому многие технические решения были аналогичны, но были и принципиальные отличия — крышка реактора полуэллиптической формы вместо плоской, однорядное расположение патрубков ДУ 500.

После успешного завершения горячей обкатки, физического и энергетического пусков АЭС «Райнсберг» была включена в электрическую сеть и сдана в эксплуатацию в 1966 году.

АЭС «Райнсберг» эксплуатировалась до 1988 года и по исчерпании проектного срока службы была выведена из эксплуатации. Срок службы можно было продлить, но после объединения Германии АЭС была закрыта из-за различий в стандартах безопасности. Температура воды на входе составляла 250°, на выходе - 269°С.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) стала более совершенным вариантом энергоблока после ВВЭР-1 и ВВЭР-2. В реакторной установке ВВЭР-365 (В-3М) среди основных решений были реализованы следующие:

• увеличение среднего подогрева активной зоны до 25°С (температура воды на входе составляла 250°, на выходе - 275°С.;

• сохранение диаметра главных циркуляционных насосов при увеличении расхода и давления теплоносителя за счёт добавления 2 петель;

• принятие принципа «сухой» перегрузки кассет;

• применение выгорающих поглотителей;

• создание универсальных регулирующих кассет;

• снижение неравномерности нейтронного поля.

Кроме того, в активной зоне были увеличены поверхности твэлов за счёт уменьшения диаметров и замены на другой тип кассет (при этом в каждой кассете находилось 120 шт. твэлов вместо 90). В свою очередь это потребовало целого ряда конструктивных решений, как в геометрии и изготовлении кассет и твэлов, так и корпуса самого реактора.

Реакторная установка ВВЭР-365 (В-ЗМ) была построена в 1969 году на площадке Нововоронежской АЭС и запущена как энергоблок №2 (НВАЭС-2).

На ВВЭР-210 и ВВЭР-365 проверены возможности повышения тепловой мощности реактора при неизменном объёме регулирования реактора поглощающими добавками к теплоносителю и др. Назначенный срок службы реакторной установки составлял 20 лет. Корпус реактора был неплакированным и не обеспечен образцами-свидетелями. Температура на внутренней стенке корпуса в штатном режиме 250оС. В 1990 г. ВВЭР-365 выведен из эксплуатации.

Следующим этапом развития технологии ВВЭР стал проект ВВЭР-440, его разработчиком также является ОКБ «Гидропресс». Первоначально для реакторов ВВЭР-440 планировалась электрическая мощность в 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин проектная мощность была установлена на уровне 440 МВт (2 турбины по 220 МВт). Температура воды на входе повышена до 270°С. Для корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения, как, например, для Нововоронежской АЭС 3 и 4, не была предусмотрена программа контроля свойств металла корпуса реактора в процессе эксплуатации. Начиная с энергоблока №1 АЭС Ловииса корпуса реакторов ВВЭР-440 обеспечивались образцами-свидетелями и были плакированными.

В настоящее время в РФ действуют 5 блоков ВВЭР-440 (Нововоронежская АЭС - 4, Кольская АЭС - 1, 2, 3, 4), и ещё 18 блоков - за рубежом (Украина: Ровенская АЭС - 1, 2; Финляндия: АЭС Ловииса - 1, 2;

Венгрия: АЭС Пакш - 1, 2, 3, 4; Словакия: АЭС Моховце - 1, 2, 3, АЭС Богунице - 1, 2; Чехия: АЭС Дукованы - 1, 2, 3, 4; Армения: Армянская АЭС

- 2).

В настоящий момент все реакторные установки ВВЭР-440 в РФ и большинство реакторных установок ВВЭР-440 в мире эксплуатируются за пределами назначенного срока службы, что требует выполнения дополнительного комплекса научных исследований для обоснования безопасной эксплуатации. Сверхпроектная эксплуатация обеспечивается реализацией компенсирующих мероприятий, расширенного контроля металла корпуса реактора в процессе эксплуатации и модернизации систем безопасности. Одной из наиболее эффективных технологий продления срока службы является реализация восстановительного отжига корпуса реактора.

Изучение опыта эксплуатации, свойств и структуры материалов корпусов реакторов, выведенных из эксплуатации, важно для обоснования безопасности при продлении срока службы действующих энергоблоков, поскольку изменение свойств и структуры происходит в реальных условиях эксплуатации корпусов реакторов. Такие исследования являются уникальными.

Надёжность технологий ВВЭР-440 и современное понимание процессов деградации свойств металла корпуса, а также возможность их восстановления, позволяют продлить срок эксплуатации более, чем в два раза.

С развитием технологий в 1970-х и 1980-х годах был разработан реактор ВВЭР-1000 с мощностью 1000 МВт. Реакторы ВВЭР-1000 имели ряд улучшений в области безопасности и эффективности работы.

В 1990-х годах началась активное международное распространение технологии ВВЭР. В это время технологии ВВЭР получили лицензии в различных международных организациях и стали признанными на мировом рынке.

В 2000-х годах продолжилось развитие реакторов ВВЭР с внедрением новых технологий, таких как ВВЭР-1200, который обладает еще более

высокой мощностью и повышенной безопасностью благодаря множеству дополнительных систем защиты и автоматизации.

В таблице 1.1 представлена информация об АЭС с реакторными установками ВВЭР.

Таблица 1. 1 -Энергоблоки с реакторами типа ВВЭР

№ Годы эксплуатации

п/ п Страна Тип реакторов Энергоблок Начало Завершение

1 Россия ВВЭР В-210 (В-1) Нововоронеж-1 1964 1984

2 ВВЭР В-365 (В-3М) Нововоронеж-2 1970 1990

3 ВВЭР-440 В-179 Нововоронеж-3 1972 2016

4 Нововоронеж-4 1973 эксплуатация продлена

5 ВВЭР-440 В-230 Кола 1 1973 эксплуатация продлена

6 Кола 2 1975 эксплуатация продлена

7 ВВЭР-440 В-213 Кола 3 1982 эксплуатация продлена

8 Кола 4 1984 эксплуатация продлена

9 ВВЭР-1000 В-187 Нововоронеж- 5 1981 эксплуатация продлена

10 ВВЭР-1000 В-338 Калинин 1 1985 эксплуатируется

11 Калинин 2 1987 эксплуатация продлена

12 ВВЭР-1000 В-320 Запорожье 1 1985 приостановлена

13 Запорожье 2 1986 приостановлена

14 Запорожье 3 1987 приостановлена

15 Запорожье 4 1988 приостановлена

16 Запорожье 5 1989 приостановлена

17 Запорожье 6 1996 приостановлена

18 Балаково 1 1986 эксплуатация продлена

19 Балаково 2 1988 эксплуатируется

20 Балаково 3 1989 эксплуатируется

21 Балаково 4 1993 эксплуатируется

22 Калинин 3 2005 эксплуатируется

23 Калинин 4 2012 эксплуатируется

24 Ростов 1 2001 эксплуатируется

25 Ростов 2 2010 эксплуатируется

26 Ростов 3 2015 эксплуатируется

27 Ростов 4 2018 эксплуатируется

28 ВВЭР-1200 В-392М Нововоронеж 6 2017 эксплуатируется

29 Нововоронеж 7 2019 эксплуатируется

30 ВВЭР-1200 В-491 Балтийск 1 стройка заморожена

31 Балтийск 2 стройка заморожена

32 Ленинград 2 1 2018 эксплуатируется

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Медведев Кирилл Игоревич, 2025 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Н.Ф. Правдюк, А.Д. Амаев, П.А. Платонов, В.Н. Кузнецов, В.М. Голянов, Влияние нейтронного облучения на свойства конструкционных материалов., Действие ядерных излучений на материалы (отдельный оттиск), Издательство Академии наук СССР, 1962.

2. А.Д. Амаев, А.В. Ефимов, П.А. Платонов, Н.Ф. Правдюк, И.А. Разов, А.М. Хлебников., Влияние нейтронного облучения на механические свойства материалов феррито-перлитного класса и их сварных соединений., Действие ядерных излучений на материалы (отдельный оттиск), Издательство Академии наук СССР, 1962.

3. Амаев А.Д., Платонов П.А., П.Ф. Правдюк, Изучение склонности к хрупкости ферритно-перлитных сталей для корпусов реакторов при нейтронном облучении. Третья международная конференция ООН по использованию атомной энергии в мрных целях. A/Conf.28.P/.1964

4. Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А., Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов, М.: Энергоиздат, 1981. 192 с.

5. ПНАЭ Г 7-002-86 Нормы расчёта на прочность оборудования и трубопроводов втомных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989. 525 с.

6. ГОСТ Р 59115.14-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Расчёт на сопротивление хрупкому разрушению корпуса водо-водяного энергетического реактора.

7. A. Amaev, A. Kryukov, V. Levit, P. Platonov, M. Sokolov, Mitigation of irradiation damage by annealing, Contribution of materials investigation to the resolution of problems encountered in pressurized water reactors, Fontevraud III, 12-16 sep. 1994, vol.2, pp. 602-609.

8. Nikolaeva, Yu. Nikolaev, A. Kryukov., Grain boundary embrittlement due to reactor pressure annealing., JNM 211(1994) 236-243

9. A. Amaev, A, Kryukov, M. Sokolov., Recovery of the transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing., Radiation embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels, An international review (Fourth voluem), ASTM STP, p. 369-379, 1170, 1993, USA

10. Yu. Nikolaev, A. Nikolaeva, A. Kryukov, V. Levit, Yu. Korolev., Radiation embrittlement and thermal annealing behavior of Cr-Ni-Mo reactor pressure vessel materials., Journal of nuclear materials, 226 (1995) 144-155

11. Yu. Nikolaev, A. Nikolaeva, A. Kryukov, Yu. Korolev., Radiation embrittlement and reactor pressure thermal annealing behavier of Cr-Ni Mo RPV materials., JNM 226(1995) 144-155

12. A. Kryukov, P. Platonov, Ya. Shtrombakh, V. Nikolaev, E. Klaustnitzer, C. Leitz, C-Y Rieg., Investigation of samples taken from Kozloduy unit 2 reactor pressure vessel., Nuclear engineering and design, 160 (1996) 59-76

13. V. Levit., WWER tipe nuclear RPV: material irradiation ageing issues and effect of termal anneling as a mitigation method., Ageing of materials and Methord of the assesment of lifetimes of engineering Plant, Penny, 1997, Balkema, Rotterdam, ISBN 90 54 10 874 6

14. A. Kryukov., The state of the art of WWER type RPV: radiation embrittlement and mitigation., IAEA Specialists Meeting on Irradiation Effects and Mitigation, Vladimir, Russia, 15-19 September, 1997

15. E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich., Reflection of the Changes in Properties of Pressure Vessel Metal Due to Irradiation, Recovery Annealing and Re-irradiation in the Character of Fractures Obtained in Charpy Impact Testing., IAEA Specialists Meeting on Irradiation Effects and Mitigation, Vladimir, Russia, 15-19 September, 1997

16. B.A Gurovich, O.V. Lavrenchuk., The structural changes in Russian RPV weld metal induced by radiation, recovery annealing and re-irradiation., IAEA Specialists Meeting on Irradiation Effects and Mitigation, Vladimir, Russia, 15-19 September, 1997

17. Yu. Korolev, A. Kryukov, Yu. Nikolaev, P. Platonov, Ya. Shtrombakh, R. Langer, C. Leitz, C-Y Rieg., Assessment of irradiation respond of WWER-440 welds using samples taken from Novovoronez unit 3 and 4 RPVs., Nuclear engineering and design, 185 (1998) 309-317

18. Ya.I. Shtrombakh., Examination of VVER-440 RPV steel re-irradiation behavior using materials from operating units., International Journal of Pressure Vessels and Piping 77 (2000) 585-590

19. A. Chernobaeva, R. Nanstad, M. Sokolov, A. Kryukov, Yu. Nikolaev, Yu. Korolev., Comparative study of U.S. and Russian type steel behavior under irradiation, post-irradiation annealing and re-irradiation., IAEA Specialists Meeting on Irradiation Effects and Mitigation, Vladimir, Russia, 15-19 September, 1997

20. M. Sokolov, A. Chernobaeva, R. Nanstad, Yu. Nikolaev, Yu. Korolev., Radiation annealing and re-irradiation effects on American and Russian RPV steels., Effect of radiation on materials, 19 international symposium ASTM STP 1366, Washington 1998

21. A. Chernobaeva, M. Sokolov, R. Nanstad, A. Kryukov, Yu. Nikolaev, Yu. Korolev., Exploratory study of irradiation, annealing, and re-irradiation effects on American and Russian reactor pressure vessel steels., Proceeding of the eighth Internatinal simposium on Environtmental degradation of materials in nuclear power systems - water reactors, volume 2, Florida, USA, 1997

22. P.A. Platonov, Yu.A. Nikolaev, Ya.I. Shtrombakh., Radiation embrittlement kinetics of the first generation of VVER-440 RVPs after post-irradiation annealing., International Journal of Pressure Vessels and Piping 79 (2002) 643-648

23. D.Yu. Erak, Yu.R. Kevorkyan, A. Chernobaeva, Ya.I. Shtrombakh., Prediction of re-irradiation embrittlement for VVER-440 reactor pressure vessel materials., 1ST Biennial Conference on Through Life Toughness Prediction in Reactor Steels, Hungary, 6th to 8th February 2006

24. Ya. Shtrombakh Yu. Nikolaev., Monitoring of Radiation Embrittlement of the First and Second Generation of VVER RPV Steels., Journal of ASTM International, Vol. 4, No. 5 Paper ID JAI100696, 2007

25. A.D. Amaev, D. Yu. Erak, A.M. Kryukov., Recovery of mechanical properties of irradiated WWER-1000 pressure vessel materials., Specialists meeting on radiation effects and mitigation, Madrid, Spain, 15-19 September, 1999

26. A. Chernobaeva ,D. Erak, I. Bachuchin , A. Bobkov, D. Zhurko, Yu. Korolev., Effect of temperature & time of annealing on recovery of VVER 1000 materials irradiation hardening, IGRDM 14, Pittsburgh, April 2008

27. "A. Kuramoto, T. Toyama, T. Takeuchi, et al. Post-irradiation annealing behavior of microstructure and hardening of a reactor pressure vessel steel studied by positron annihilation and atom probe tomography, Journal of Nuclear Materials, Volume 425, Issues 1-3, 2012, Pages 65-70"

28. B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova, Ya.I. Shtrombakh, D.Yu. Erak, A. Chernobaeva, O.O. Zabusov., Fine structure behavior of VVER-1000 RPV materials under irradiation., Journal of Nuclear Materials, 2009

29. Диссертация на соискание степени кандидата наук М. А. Соколова «Обоснование восстановительной термообработки (отжига) эксплуатирующихся корпусов реакторов ВВЭР-440», ИАЭ им И.В. Курчатова. Москва, 1989

30. Диссертация на соискание степени доктора наук А.М. Крюкова «Обоснование продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440». РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 1994.

31. Диссертация на соискание степени доктора наук Я. И. Штромбаха «Экспериментальное обоснование радиационного ресурса материалов корпусов реакторов ВВЭР-440», Москва, 1998.

32. Диссертация на соискание степени доктора наук Е. А. Красикова «Радиационная повреждаемость и ресурсоспособность материалов корпусов реакторов ядерных прототипных, энергетических и транспортных установок с водой под давлением»., РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 2005.

33. Диссертация на соискание степени кандидата наук Д.Ю. Ерака., «Возврат механических свойств облученных материалов корпусв реаткоров

ВВЭР-1000 в результате отжига» РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 1996.

34. V. Nikolaev, V. Badanin, A. Morozov., Summarizing damage under irradiation and annealing., Atomic Energy, 57, 1984 (paper in russian)

35. I. Gorynin, A. Morozov, V. Nikolaev., Effect of heat treatment on radiation embrittlement of low allow steel., Metal science and heat treatment of metals, 1, 1977

36. R. Ahlstrandt., Annealing of the reactor pressure vessel of the 1st unit in Loviisa nuclear power station., IAEA spesialists meeting, Espoo, Finland, 1995

37. R. Ahlstrandt, M. Valo, Yu. Kohopaa., Evaluation of material properties of the reactor pressure vessel in NPS Greifswald Unit 2, before and after annealing., International workshop on VVER-440 reactor pressure vessel embrittlement and annealing, 1994, Slovakia

38. M. Valo, R. Rintamaa, M. Nevalainen, K. Wallin, K. Torronen, P. Tipping., Investigation of irradiation embrittlement and annealing behavior of JRQ pressure vessel steels by instrumented impact tests., IAEA spesialists meeting, Paris, France, 1993

39. Yu. Kohopaa, R. Alstrandt, M. Valo., Evaluation of the radiation damage of the reactor pressure vessel at Loviisa 1 using samples taken from the outer surface., International workshop on VVER-440 reactor pressure vessel embrittlement and annealing, 1994, Slovakia

40. R. Rantala, M. Ojanen., Aspects Relating to the Post-annealing Licensing of reactor pressure vessel in Finland., 1995

41. M. Valo, R. Alstrandt., Annealing response of Greifswald Unit-2 core weld measured with pressure vessel samples., IAEA spesialists meeting, Espoo, 1995

42. Yu. Kohopaa., Effects of Post-Irradiation Thermal Annealing on Radiation Embrittlement Behaviour of Cr-Mo-V Alloyed Weld Metals., Acta politechnika skandinvika, Mechanikal ingineering service, 132, Espoo, Finland, 1998

43. R. Alstrandt, Yu. Kohopaa., Annealinf of RPV of unit 1 in Loviisa 1996

44. M. Valo, Yu. Kohopaa, K. Wallin, T. Planman., Annealing behaviour of Loviisa-1 surveillance materials measured with V-notched specimens and the current status of vessel anneal,1997

45. Yu. Kohopaa, R. Alstrandt, M. Valo., Experience of re-embrittlement of VVER-440 RPV core weld at Loviisa NPP., 28 January 2000

46. M.Valo, J. Kohopaa, R. Korhonen., Embrittlement and re-embrittlement behavior of WWER-440 welds 501 and 502 at low fluencies., AMES Symposium Heviz, Hungary, February 6-7, 2006

47. M. Valo, L. Debarberisb, A. Kryukov, A. Chernobaeva., Copper and phosphorus effect on residual embrittlement of irradiated specimen alloys and RPV steels after annealing., International Journal of Pressure Vessels and Piping 85 (2008)575-579

48. Yu. Kohopaa, R. Alstrandt., Re-embrittlement behaviour of VVER-440 reactor pressure vessel weld material after annealing., International journal of pressure vessel and piping, 77 (2000) 575-584

49. M. Vacek, P. Novosad, R. Havel., Radiation embrittlement and annealing recovery of CrNiMoV pressure vessel steels with different copper and phosphorus content., Radiation embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels, An international review (Fourth voluem), ASTM STP, p. 172-182, 1170, 1993, USA

50. M. Brumovsky, M. Kytka, T. Pav, P. Novosad., Annealing results from surveillance programms of WWER-440 reactor pressure vessel materials., IAEA spesialists meeting, Espoo, 1995

51. M. Brumovsky, J. Brynda., Reactor pressure vessel annealing - effective mitigation method., International Conference on Nuclear Engineering, volume 5, ASME, 1996

52. J. Brynda., Annealing process temperature and recovery of mechanical properties of weakened RPV materials., IAEA specialists meeting, Espoo, 1995

53. K. Popp, G. Brauer, W-D. Lconhardt, H. Viehrig., Evaluation of thermal annealing behavior of neutron-irradiated reactor pressure vessel steels using non destructive test methods., Radiation embrittlement of nuclear reactor pressure vessel

steels, An international review (Fourth voluem), ASTM STP, p. 188-205, 1011, 1989, USA

54. A. Ulbricht, F. Bergner, J. Bohmert, M. Valo, M.-H. Mathon, A. Heinemann., SANS response of VVER440-type weld material after neutron irradiation and post irradiation annealing and re-irradiation., Philosophical Magazine, Vol. 87, No. 12, 21 April 2007, 1855-1870

55. Hans-Werner Vierig, Udo Rengelhardt, Jan Schuhknecht., Post morten investigation of NPP graifswald WWER-440 Reacor pressure vessels, Proceeding of 19th International Conference on Structurial mechanics in Reactor Technology, Toronto, Canada, August 12-17, 2007 paper 1458

56. J. Konheiser, H.-W. Viehrig, U. Rindelhardt, K. Noack, B. Gleisberg., GREIFSWALD VVER-440 RPV Investigations: neutron dosimetry and material test, The 5th International Conference "Safety Assurance of NPP with WWER" OKB "GIDROPRESS", Podolsk, Russia, 29 May-1 June, 2007

57. H.-W. Viehrig, J. Schuhknecht, U. Rindelhardt, F.-P. Weiss., Investigation of the Beltline Welding Seam of the Greifswald WWER-440 Unit 1 Reactor Pressure Vessel, ASTM E10 Committee Nuclear technology and Application, 24th Symposium on Effects of Radiation on Nuclear Materials and the Nuclear Fuel Cycle, Denver, Colorado, June 24-26, 2008

58. Hans-Werner Viehrig, Jan Schuhknecht and Udo Rindelhardt., Post Mortem Investigations of the NPP Greifswald WWER-440 Reactor Pressure Vessels Part 1. Introduction, Trepaning Procedure and Investigation of the Beltline Welding Seam of Unit 1., Progress Meeting Scientific Technical Cooperation., Germany - Russia., 21-23 October 2008

59. T. R. Mager, Y. G. Dragunov, C. Leitz., Thermal Annealing of an Embrittled Reactor Pressure Vessel.,

60. G.F. Banyuk, Yu.G. Dragunov, V.A. Piminov, S.B. Ryjov., Ageing Degradation of NPP Components & Mitigation Measuers

61. S. Rogozkin, A. Chernobaeva, A. Aleev, A. Nikitin, A. Zaluznyi, D. Erak. Ya. Shtrombakh, O. Zabusov, L. Debarberis, A. Zeman, The effect of post-irradiation

annealing on VVER-440 RPV materials mechanical properties and nano-structure under re-irradiation, Proceedings of the ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Division Conference PVP2009 July 26-30, 2009, Prague, Czech Republic PVP2009-78128

62. A. Chernobaeva, J. Shtrombah, A. Krjukov, D. Erak, P. Platonov, J. Nikolaev, E. Krasikov, L. Debarberis, Yu. Kohopaa, M. Valo, Vodenicharov., Material characterization and selection for the international research project ''PRIMAVERA''., International Journal of Pressure Vessels and Piping, Volume 84, Issue 3, March 2007, Pages 151-158

63. M.Brumovsky, G.Uri, M.Valo, V.Nikolaev., A Chernobaeva., IAEA Round Robin Exercise on Radiation Damage, Annealing and Re-embrittlement of WWER-440/V-230 type weld metal, Proceeding of IGRDM 12, 2005

64. D. Erak, Yu. Kevorkyan, A. Chernobaeva, Ya. Shtrombakh, Prediction of reirradiation embrittlement for VVER-440 reactor pressure vessel materials, 1st Biennial conference on through life toughness prediction in reactor steels, Hungary 2006

65. L. Debarberis, A. Kryukov, F. Gillemot, B. Acosta, F. Sevini., Semi-mechanistic analytical specimen for radiation embrittlement and re-embrittlement data analysis., PVP, 82 (2005) 195-200

66. A. M. Kryukov, A. A. Chernobaeva, D. Yu. Erak, S. V. Rogozhkin, A. A. Nikitin, V. I. Lebedinskya, V. B. Papina, and D. A. Zhurko Analysis of Mechanical Properties and Nanostructure Changes of VVER-440 Reactor Pressure Vessel Metal after Annealing, Physics of Atomic Nuclei, 2021, Vol. 84, No. 10, pp. 1676-1690

67. Рогожкин С.В., Никитин А.А., Залужный А.Г., Чернобаева А.А. и др. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения. — Ядерная физика и инжиниринг, 2013, т. 4, № 1, с. 73—82.

68. Ерак Д.Ю., Папина В.Б., Чернобаева А.А. и др. Радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР-440 после отжига. - Вопросы

атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2017, вып. 2, с. 6778.

69. Ерак Д.Ю., Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР за пределами проектного срока службы, диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Москва, 2013

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

71. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Lavrenchuk O.V. Comparative study of fracture in pressure vessel steels A533B and A508. — J. Nucl. Mater., 1996, vol. 228, p. 330—337.

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

73. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Prihodko K.E., Lavrenchuk O.V., Shtrombakh Ya.I. The principal structural changes proceeding in Russian pressure vessel steels as a result of neutron irradiation, recovery annealing and re-irradiation. — J. Nucl. Mater., 1998, vol. 264, p. 333—353.

74. B.A. Gurovich, Yu.N. Korolev, E.A. Kuleshova, Yu.A. Nikolaev, Ya. I. Shtrombakh, in: R.K. Nanstad, M.L. Hamilton, F.A. Garner, A.S. Kumar (Eds.), Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1325, American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1999, pp. 271.

75. B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova, Ya.I. Shtrombakh, O.O. Zabusov, E.A. Krasikov, J.Nucl. Mater. 279 (2-3) (2000) 59.

76. E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Ya.I. Shtrombakh, D.Yu. Erak, O.V. Lavrenchuk, J. Nucl. Mater. 300 (2002) 127.

77. Kuleshova E., Gurovich B., Shtrombakh Ya., Nikolaev Yu., Pechenkin V. Microstructural behavior of VVER-440 reactor pressure vessel under irradiation to

neutron fluences beyond the design operation period. — J. Nucl. Mater., 2005, vol. 342, p. 77—89.

78. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A. Evolution of the nanostructure of VVER-440 and VVER-1000 pressure vessels steels irradiated in a broad range of fast neutron fluences. — In: Proc. of the Tenth Intern. Conf. on Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment. Russia, 2008, p. 48—57.

79. Pareige P., Stoller R.E., Russell K.F., Miller M.K. Atom probe characterization of the microstructure of nuclear pressure vessel surveillance materials after neutron irradiation and after annealing treatments. — J. of Nuclear Materials, 1997, vol. 249, p. 165—174.

80. Pareige P., Duval S., Massoud J., van Duysen J.-C. Microstructural Evolution in Neutron-Irradiated Pressure Vessel Steels. A tomographic Atom-Probe Study. Доклад на 6-й Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2000.

81. Забусов О., Красиков E., Козодаев M., Суворов A., Париж Ф., Радикю Б., Перераспределение примесей и легирующих элементов в материалах корпусов ВВЭР-440 под влиянием эксплуатационных факторов, ВАНТ, № 3 (83), Москва, 2003, стр.. 66-72.

82. Pareige P., Radiguet B., Kozodaev M., Massoud J.P., Zabusov O. Atomic scale observation of the microstructure of a VVER 440 Steel to understand properties of irradiated, annealed or re-irradiated materials. — In: Proc. of IAEA Specialist Meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. Kristal Goos, Russia, 2004.

83. Miller M., Russell K. APFIM characterization of high phosphorus Russian RPV weld. — Applied Surface Science, 1996, vol. 94/95, p. 378—383.

84. Оже П., Вэлзел С., Блаветт Д., Парэйдж П. Радиационно-стимулированная сегрегация примесей в ферритных корпусных реакторных сталях: томографические атомно-зондовые исследования. — В сб.: Современные проблемы ядерной физики, физики и химии конденсированных

сред, Труды 1-й московской международной школы физиков ИТЭФ. — М.: Редакция журнала "Успехи физических наук", 1999, с. 143—153.

85. Pareige P., Radiguet B., Krummeich-Brangier R., Barbu A., Zabusov O., Kozodaev M. Atomic-level observation with threedimensional atom probe of the solute behaviour in neutron-, ion- or electron-irradiated ferritic alloys — Philosophical Magazine, vol. 85, 2005, p. 429—441.

86. Miller M., Odette G., Russel K., Klingensmidt R.D., Wirth B. Atom probe /SANS/ hardness studies of precipitation in Fe—Mn—Ni—Si—P—Cu model allows with 00.9% Cu. — In: Proc. IGRDM 12. Arcachon, France, 2005.

87. Pareige P., Radiguet B., Suvorov A., Kozodaev M., Krasikov E., Zabusov O. Tree-dimensional atom probe study of irradiated, annealed and re-irradiated VVER 440 weld metal. — Surface and Interface Analysis, 2004, vol. 34, p. 581—584.

88. Miller M., Russel K. Local electron atom probe characterization of neutron irradiated RPV steels and model allows. — In: Proc. of IGRDM 12. Arcachon, France, 2005

89. Miller M.K., Russel K.F., Kosik J., Keilova E. Embrittlement of low copper VVER-440 surveillance samples neutron-irradiated to high fluences. — J. of Nuclear Materials, 2000, vol. 282, p. 83—88.

90. Nanstad R., Sokolov M., Miller M. Comparison of nickel effects on embrittlement mechanisms in a radiation-sensitive weld and in prototypic WWER-1000 and A533B steels. — In: Proc. IAEA Meeting on Irradiation Effects and Mitigation in Reactor Pressure Vessel and RPV Internal. Kristal Goos, 2004.

91. M.K. Miller, A.A. Chernobaeva, Y.I. Shtrombakh, K.F. Russell, R.K. Nanstad, D.Y. Erak, O.O. Zabusov., Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing., Journal of Nuclear Materials 385 (2009) 615-622.

92. Утевский Л.М., Гликман Е.Э., Карк Г.С., Обратимая отпускная хрупкость стали и сплавов железа, М.: Металлургия, 1987. — 222 с.

93. T.Toyama et al./Journal of Nuclear Materials 449(2014)207-212 Toyama T., Kuramoto A., Nagai Y., Valo M. Effects of Post-Irradiation Annealing and Re-

Irradiation on Microstructure in Surveillance Test Specimens of the Loviisa-1 Reactor Studied by Atom Probe Tomography and Positron Annihilation // J. of Nuclear Materials, 2014, 449, p. 207-212.

94. E. Lucon, E. Van Valle, M. Skibetta, R. Chaouadi, M. Willikend, M. Weber., SCK-CEN contribution to the IAEA Round Robin exercise of WWER-440 RPV weld material: irradiation, annealing and re-embrittlement., International journal of pressure vessel and piping, 79 (2002) 665-684

95. Чернобаева А.А. Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов: дис. док. техн. наук: 05.14.03. Чернобаева Анна Андреевна. - М., 2009. - 228 с.

96. T. Takeuchi, Y. Kakubo, Y. Matsukawa, et al. Effect of neutron irradiation on the microstructure of the stainless steel electroslag weld overlay cladding of nuclear reactor pressure vessels,Journal of Nuclear Materials, 2013, 443, p.266-273

97. Miller M.K., Russell K.F., Embrittlement of RPV steels: An atom probe tomography perspective, Journal of Nuclear Materials, 371, (2007) 145-160

98. Irradiation embrittlement data of reactor pressure vessel materials for Novovoronezh NPP unit 2, 3, 4 and Kola Npp unit 1, 2. - TACIS-91/1.1-RRC-7. Reactor pressure vessel embrittlement. M.: MOHT-OTJIG RM Ltd. 1995.

99. ГОСТ 18895-97 Сталь. Метод фотоэлектрического спектрального анализа - М.: ИПК Издательство стандартов, 2002.

100. ГОСТ 12347-77 Стали легированные и высоколегированные. Методы определения фосфора -- М.: ИПК Издательство стандартов, 1989.

101. Чернобаева А.А., Медведев К.И., Журко Д.А., Костромин В.Н., Скундин М.А., Ерак Д.Ю., Михин О.В., Использование малоразмерных образцов типа Шарпи для исследования материалов корпусов ВВЭР-1000, 9-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2015 г.

102. Chernobaeva A, Nikolaev Y, Debarberis L, Acosta B, Zeman A, Pirfo S, et al. Ductile-to-brittle transition temperature of thermally segregated WWER-1000 base metal. Int. J. Microstructure and Materials Properties, Vol. 2, Nos. 3/4, 2007.

103. ГОСТ Р 50.05.12-2018 Система оценки соответствия в области использования атомной энергии. Оценка соответствия в форме контроля. Контроль радиационного охрупчивания корпуса реактора атомной станции.

104. С.А. Айвазян, В.С. Мхитарян, Прикладная статистика. Основы эконометрики: Учебник для вузов: Москва: Юнити-Дана, 2001

105. Bergner F., Ulbricht A. SASNS investigation of neutron irradiated pressure vessel steels and model allows. —In: Proc. of IGRDM 13. Tsukuba, Japan, 2006.

106. Fujii K., Fukuya K., Ohmubo T., Hono K., Yoshiie T., Nagai Y., Hasegawa M. Hardening and microstructural evolution in A533B steels under neutron and electron irradiations. In: Proc. of IGRDM 12 Meeting, Arcachaon, France, 2005.

107. Williams T., Ellis D., O'Connell W. Dose rate effects in high and low nickel welds. — In: Conf. Proc. Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials. Olympic Valley, CA, 2001.

108. Miller M., Pareige P., Burke M. Understanding pressure vessel steels: an atom probe perspective. — Materials Characterization, 2000, vol. 44, р. 235—245.

109. Платонов П.А., Чернобаева А.А. О механизме образования преципитатов в сталях корпусов водо-водяных реакторов при нейтронном облучении Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2015, вып. 5, с. 78-93.

110. Platonov P.A., Chernobaeva A.A. Formation of radiation induced precipitates in VVER RPV materials. — Intern. J. of Pressure Vessels and Piping, 2016, vol. 148, p. 36—45.

111. Chernobaeva A., Kryukov A., Amaev A., Erak D., Platonov P., Shtrombakh Ya. The role of flux effect on radiation embrittlement of VVER-440 reactor pressure vessel materials. — In: Proc. of IAEA Specialist Meeting on Irradiation Embrittlement and Mitigation. Kristal Goos, Russia, 2004.

112. Chernobaeva A., Platonov P. Flux effect assessment for VVER-440 RPV materials. — In: Proc. of IGRDM 13. Tsukuba, Japan, 2006 (P046).

113. Chernobaeva A., Platonov P. Assessment of the flux effect for VVER-440 RPV materials. — In: Book of Abstracts of Workshop "Trend curve development for surveillance data with insight on flux effect at high fluence: Damage mechanisms and modelling", 2008, p. 22.

114. Чернобаева А.А., Платонов П.А. Особенности радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов в различных диапазонах флюенсов. — ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы», 2009, вып. 1(73), с. 206—219.

115. Kryukov A., Blagoeva D., Debarberis L. Flux effect analysis in WWER-440 reactor pressure vessel steels. — J. of Nuclear Materials, 2013, vol. 443, p. 171— 175.

116. Ballesteros A., Ahlstrand R., Bruynooghe C., Chernobaeva A., Kevorkyan Y., Erak D., Zurko D. Irradiation temperature, flux and spectrum effects. — Progress in Nuclear Energy, 2011, vol. 53, p. 756—759.

117. Krasikov E.A. Elemental analysis of the operated and decommissioned nuclear power plant reactor pressure vessel materials by optical emission spectrometer / European Commission // Progress in analytical chemistry in the steel and metals industry Luxembourg: Office for Official Publications of the European Communities, 1996. - P.585 - 589

118. Veihrig H-W., Altstadt E., Houska M., Valo M. Fracture mechanism characterization of the beltline welding seam of the decommissioned WWER-440 reactor pressure vessel of nuclear power plant Greifswald Unit 4 // International Journal of Pressure Vessels and Piping. - 2012. - V.89. - P.129-136.

119. Veihrig H-W., Houska M., Altstadt E. and Valo M. Summary of the investigations on the decommissioned WWER-440 reactor pressure vessel of the NPP Greifswald // Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment The Thirteenth International Conference, June 2 -6, 2014, St. Petersburg.

120. Штромбах Я.И., Чернобаева А.А., Николаев Ю.А., Красиков Е.А., Обоснование содержания фосфора облучаемого сварного шва корпуса реактора Ровенской АЭС-1 для оценки радиационного охрупчивания, История науки и техники №8, 2013, с. 119-130.

121. Хоуторн Дж. Р Радиационное охрупчивание. В кн. «Охрупчивание конструкционных сталей и сплавов». Под ред. Брейента К.Л. и Бенерджи С.К., пер. с англ. М: Металлургия, 1988, с. 423-479.

122. Chernobaeva A., Shulgan N., Shtromakh YA., Titova T., Nikoalev Y., Blinova M., Mechanical properties distribution in welds and forging of VVER-1000, 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference July 22-26, 2007, San Antonio, Texas.

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

124. Viehrig H.-W., Houska M, Altstadt E., Valo M. Summary of the investigations on the decommissioned WWER-440 reactor pressure vessel of the NPP Greifswald. Material Issues in Design, Manufacturing and Operation of Nuclear Power Plants Equipment The Thirteenth International Conference, June 2 -6, 2014, St. Petersburg

125. Марголин Б.З., Юрченко Е.В, Морозов А.М., Пороговые и предельные значения концентраций примесных элементов в материале корпусов реакторов типа ВВЭР. Вопросы материаловедения №2(86), 2016, с. 152-163.

126. Chernobaeva, A. A., Erak, D. Y., and Kochkin, V. N., "Russian WWER Surveillance Specimen Programs," International Review of Nuclear Reactor Pressure Vessel Surveillance Programs, ASTM STP1603, W. L. Server and M. Brumovsky', Eds., ASTM International, West Conshohocken, PA, 2018, pp. 347368.

127. M. Kolluri, A. Kryukov, A.J. Magielsen, P. Hähner, V.Petrosyan, G. Sevikyan, Z. Szaraz, Mechanical properties and microstructure of long term thermal aged WWER 440 RPV steel, Journal of Nuclear Materials 486 (2017) 138-147.

128. A. Amaev, A. Kryukov, M. Sokolov, et al., Recovery of the transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing, Radiation

embrittlement of nuclear reactor pressure vessel steels, An international review (Fourth volume), ASTM STP 1170, American society for testing and materials, Philadelphia, 1993, pp. 369-379.

129. Kuramoto A., Toyama T., Valo M. Microstructural Changes in a Russian-Type Reactor Weld Material after Neutron Irradiation, Post-Irradiation Annealing and Re-Irradiation Studied by Atom Probe Tomography and Positron Annihilation Spectroscopy //Acta Materialia, 2013, 61, 5236-5246.

130. Miller M.K., Nanstad R.K., Sokolov M.A., Russell K.F. The Effects of Irradiation, Annealing and Reirradiation on RPV Steels. Ibidem, 2006, 351, P. 216222.

131. Perez M., Perard F., Massardier V., Kleber X., Deschamps A., Monestrol H. Low Temperature Solubility of Copper in Iron: Experimental Study Using Thermoelectric Power, Small Angle X-Ray Scattering and Tomographic Atom Probe // Philosophical Magazine, 2005, 85, P. 2197-2210.

132. Student. The probable error of a mean. // Biometrika. 1908. № 6 (1). P. 1-25.

133. Магнус Я.Р., Катышев П.К., Пересецкий А.А. Эконометрика. Начальный курс. - М.: ДЕЛО, 2004. - 576 с.

134. B. Gurovich, et al., Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement, J. Nucl.Mater. 435 (2013) 25-31.

135. Чернобаева А.А., Николаев Ю.А., Скундин М.А., Журко Д.А., Красиков Е.А., Медведев К.И., Костромин В.Н., Дробков Г.В., Рязанов С.В., Анализ причин разброса данных температурных образцов-свидетелей основного металла ВВЭР-1000, Атомная энергия, 2012, т. 113, вып.6, с.337-343.

136. Чернобаева А.А., Шамшурин М.С., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Скундин М.А., Бубякин С.А. Распределение критической температуры хрупкости в обечайках корпусов реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Деформация и разрушение материалов, №4, 2019, сс. 25-31.

137. Отчет. «Испытание образцов на ударный изгиб. Определение параметров ТК0 и ТКА для материалов сварного шва блоков 3 и 4 НВАЭС». РНЦ КИ, Инв. № 180-14/31 от 06.05.2009 г.

138. ГОСТ Р 59115.6-2021 Обоснование прочности оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Методы определения характеристик трещиностойкости конструкционных материалов.