Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы

Диссертация: Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Эксплуатация материалов КР в условиях повышенных температур и нейтронного облучения приводит к деградации их свойств. Основной наиболее широко используемой характеристикой при обосновании хрупкой прочности КР является критическая температура хрупкости (Тк). Эта характеристика в ряде случаев значительно изменяется в результате воздействия на материал потока быстрых нейтронов и высокой температуры… Читать ещё >

Содержание

  • ГЛАВА 1. ТРАНСФОРМАЦИЯКТУРЫ И ДЕГРАДАЦИЯ СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ (ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР)
    • 1. 1. Склонность сталей корпусов реакторов ВВЭР-1 ООО к хрупкому разрушению
    • 1. 2. Механизмы охрупчивания сталей КР ВВЭР-1 ООО
      • 1. 2. 1. Упрочняющие механизмы охрупчивания сталей корпусов реакторов ВВЭР
      • 1. 2. 2. Неупрочняющие механизмы охрупчивания сталей корпусов. реакторов ВВЭР
    • 1. 3. Методы исследования радиационного охрупчивания
      • 1. 3. 1. Механические испытания
      • 1. 3. 2. Структурные исследования

Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

В настоящее время одним из приоритетных направлений модернизации российской экономики является развитие атомной энергетики, которое предусматривает не только строительство новых АЭС, но и продление срока эксплуатации действующих энергоблоков. Для реакторных установок типа ВВЭР-1000 рассматривается возможность продления срока службы до 60 лет и более. Срок службы ядерной энергетической установки (ЯЭУ) определяется ресурсом ее несменяемых узлов и, главным образом, сроком эксплуатации корпуса реактора (КР), в течение которого исключается возможность его хрупкого разрушения в любом режиме, включая аварийные ситуации. Таким образом, задача по продлению срока эксплуатации всей ЯЭУ в целом сводится к обоснованию остаточной ресурсоспособности материалов КР на запроектный период.

Эксплуатация материалов КР в условиях повышенных температур и нейтронного облучения приводит к деградации их свойств. Основной наиболее широко используемой характеристикой при обосновании хрупкой прочности КР является критическая температура хрупкости (Тк). Эта характеристика в ряде случаев значительно изменяется в результате воздействия на материал потока быстрых нейтронов и высокой температуры. Кроме того, склонность сталей к охрупчиванию существенно зависит от их химического состава, прежде всего, от содержания никеля. Для наиболее проблемных КР с точки зрения химического состава сдвиги критической температуры хрупкости (АТк) достигли таких величин, что для их дальнейшей эксплуатации необходимо проведение компенсирующих мероприятий, в частности, восстановительного отжига. Однако для ряда корпусов с более низким содержанием никеля можно обосновать продление срока службы без использования процедуры восстановительного отжига.

Увеличение Тк материалов КР в процессе эксплуатации обусловлено исключительно структурными изменениями и может происходить по упрочняющему (за счет образования радиационных дефектов и радиационноиндуцированных преципитатов) и неупрочняющему (за счет образования сегрегации: примесей на границах зерен и межфазных границах) механизмам. В этой связи при прогнозировании свойств материалов КР на запроектный период обязательным и необходимым этапом является проведение структурных исследований, что позволяет не только существенно повысить надежность прогнозируемых величин, но и выявить механизмы, ответственные за деградацию свойств отдельных элементов КР на разных этапах эксплуатации.

Для необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 (обечаек зоны патрубков) изменение свойств обусловлено длительным воздействием рабочих температур. Поэтому исследование эффектов температурного старения является важнейшим этапом при прогнозировании изменения свойств материалов КР в процессе эксплуатации.

При эксплуатации до 60 лет и более облучаемых элементов КР ВВЭР-1000 интегральная доза нейтронного облучения на стенке корпуса может дос.

24 2 тигнуть величины 1,0×10 нейтрон/м, в то время как на данный момент разработаны нормативные зависимости для определения радиационного охрупчива.

23 2 ния только для флюенсов 6,0×10 нейтрон/м. В связи с этим возникает необходимость расширения существующей базы данных до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации 60 лет за счет ускоренного облучения представительных материалов в исследовательском реакторе. При этом для адекватной интерпретации результатов ускоренного облучения необходимо четко понимать механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов КР при облучении до различных флюенсов.

Всё вышесказанное определяет актуальность данной работы, в которой высокоразрешающими аналитическими методами трансмиссионной и сканирующей электронных микроскопий, а также оже-электронной спектроскопии проведены исследования широкого круга материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, в состояниях, необходимых для их доттистации до 60 лет: после длительных температурных выдержек при рабочих температурах КР, ускоренного облучения до флюенсов, соответствующих сроку эксплуатации в 60 лет, а также после облучения в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов.

Целью работы явились исследования эволюции структуры материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под действием эксплуатационных факторов для обоснования возможности продления срока службы до 60 лет.

Для достижения поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

• для необлучаемых элементов КР определить механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов вследствие длительного воздействия повышенных рабочих температур. Оценить вклад каждого механизма на всех этапах эксплуатациидля материалов, облученных в различных условиях, провести комплекс структурных исследований для выявления вклада эффекта флакса в конечное охрупчивание;

• оценить вклад упрочняющих и неупрочняющих механизмов в охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 при их эксплуатации в течение 60 лет.

Научная новизна и практическая значимость работы.

— впервые проанализирована накопленная в НИЦ «Курчатовский институт» база данных по фрактографическим исследованиям образцов-свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000. Построена зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения от химического состава и рабочих параметров КР ВВЭР-1000 флюен-са и флакса быстрых нейтронов и продолжительности термической выдержки);

— по результатам структурных исследований определены механизмы, ответственные за деградацию свойств необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000. Выполнена оценка сдвига критической температуры хрупкости для необлучаемых материалов корпусов ВВЭР-1000 в зависимости от доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи;

— экспериментально получены характеристики структурного состояния, обуславливающие изменение свойств сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации до 60 лет.

— по результатам структурных исследований определены механизмы, обуславливающие наличие эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов;

Основные положения, выносимые на защиту: влияния макроструктуры на охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000- фазовые превращения, происходящих в материалах КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержках и облучения при рабочих температурахоценка вклада зернограничных сегрегаций примесей в изменение свойств материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурахоценка вклада неупрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000- оценка вклада упрочняющего механизма в эффект флакса для сталей КР ВВЭР-1000- изменения структуры и свойств основного металла (ОМ) и металла сварного шва (МШ) КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов быстрых нейтронов.

Публикации.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на 20 всероссийских и международных конференциях. Материалы опубликованы в 10 статьях, среди которых 9 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК. Часть работ опубликована в отчетах в рамках трех государственных контрактов и договорных работ с ОАО «Концерн Росэнергоатом».

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Проведен комплекс структурных исследований и установлена корреляция между фазово-структурным состоянием и механическими свойствами сталей КР ВВЭР-1000 при облучении до проектных и запроектных флюенсов.

При этом:

• установлено влияние размера зерна на значение критической температуры хрупкости в исходном состоянии. Показано, что уменьшение размера зерна приводит к значимому уменьшению критической температуры хрупкости;

• показано, что фазовые превращения в процессе длительных термических выдержек (вплоть до 140 ООО ч) отсутствуют, а микротвердость не изменяется. Отстуствие фазовых превращений при неизменной микротвердости не должно приводить к сдвигу предела текучести и, соответственно, влиять на сдвиг критической температуры хрупкости;

• по результатам фрактографических исследований показано, что процесс образования сегрегаций в процессе длительных термических выдержек не прекращается на протяжение всего периода эксплуатации. Увеличение содержания никеля способствует интенсификации сегрегационных процессов;

• экспериментально установлено, что для необлучаемых элементов КР сдвиг критической температуры хрупкости может быть обусловлен только образованием сегрегаций примесей по границам зерен. Вклад сегрегационных процессов становится особенно значимым* на поздних стадиях эксплуатации (более 100 тыс ч);

• экспериментально показано, что эффект флакса для МШ обусловлен различиями в кинетике теплового охрупчивания при облучении в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, а также вкладом упрочняющего механизма, связанного с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов. Для ОМ наличие эффекта флакса в исследованном диапазоне флюенов не обнаружено;

• по результатам фрактографических исследований показано наличие ра-диационно-стимулированной диффузии;

• экспериментально получены характеристики структурного состояния, обусловливающие изменение механических свойств при облучении до запро-ектных флюенсов.

БЛАГОДАРНОСТЬ Автор выражает поблагодарность за помощь и поддержку при выполнении данной работы, в первую очередь, научного руководителя — главного научного сотрудника ИРМТ, д.т.н. Е. А. Кулешову, а также директора ИРМТ, д.т.н., проф. Б. А. Гуровича, директора отделения ИРМТ, к.ф.-м.н. О. О. Забусова, начальника лаборатории ИРМТ К. Е. Приходько, директора отделения Д. Ю. Ерака, зам. начальника комплекса Д. А. Журко, сотрудников ИРМТ А. С. Фролова, C.B. Федотову, М. А. Салтыкова, М. А. Скундина.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев- под общей редакцией И. В. Горынина. Радиационные повреждения сталей корпусов реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1981. 192 с.
  2. М.А. Скундин, А. А. Чернобаева, Д. А. Журко, Е. А. Красиков, К. И. Медведев. Исследование распределения свойств в обечайках корпуса реактора АЭС в необлученном состоянии. Деформация и разрушение материалов, 2011, № 10.
  3. Korolev Yu.N., Shtrombakh Ya.I., Nikolaev Yu.A. e.a. Application of the reconstituted subsize specimens for assessment of irradiation embrittlement of RPV steels. In: Small Specimen Test Techniques, ASTM STP 1418. 2002, p. 151−178.
  4. B.A.Gurovich, E.A.Kuleshova, Yu.A.Nikolaev, Ya.I.Shtrombakh. Assessment of relative contributions from different mechanisms to radiation embrittlement of reactor pressure vessel steels. J. Nucl. Mat., 246 (1997), p. 91−120.
  5. Материалы ядерной техники: Учебник для вузов по специальности «Атомные электростанции и установки» / В. В. Герасимов, А. С. Монахов. 2-е изд., перераб. и доп. — М.: Энергоиздат, 1982. — 288 с.
  6. М.Томсон. Дефекты и радиационные повреждения в металлах. М.: Мир, 1971, 367 с.
  7. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel. Mater. Sci. Eng. A, 1997, v. 234−236, p. 915−917.
  8. Ю.А., Королев Ю. Н., Крюков A.M., Левит В. И., Николаева А. В., Чернобаева А. А., Вишкарев О. М. и Носов С.И. Радиационная стойкость материалов корпусов ядерных реакторов, легированных никелем. Атомная энергия, 1996, т. 80, № 1, с. 33−36.
  9. A.M. Kryukov, Yu.A. Nikolaev, A.V. Nikolaeva. Behavior of mechanical properties of nickel-alloyed reactor pressure vessel steel under neutron irradiation and post-irradiation annealing. Nucl. Eng. Des., 1998, v. 186, p. 353−359.
  10. Y.A. Nikolaev, A.V. Nikolaeva, Y.I. Shtrombakh. Radiation embrittlement of low-alloy steels. Intern. J. Pressure Vessel Piping, 2002, v. 79, N 8−10, p. 619−636.
  11. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.V., Kryukov A.M., Levit V.I., Korolev Yu.N. Radiation embrittlement and thermal annealing behavior of Cr-Ni-Mo reactor pressure vessel materials. J. Nucl. Mater., 1995, v. 226, p. 144−155.
  12. Фрактография и атлас фрактограмм. Справочник. Перевод с английского под ред. M.JI. Берштейна. М.: Металлургия, 1982. 489 с.
  13. JI.M. Утевский, Е. Е. Гликман, Г. С. Карк. Обратимая отпускная хрупкость в сталях и сплавах железа. Москва: Металлургия, 1987. 222стр.
  14. М.А.Салтыков, О. О. Забусов, Б. А. Гурович, М. Артамонов, А. П. Дементьев, Е. А. Кулешова, С. В. Федотова, Д. А. Журко. Особенности микроструктуры поверхности разрушения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000. ВАНТ, 2013, № 2(84), с. 75−81.
  15. Астафьев А. А, Юханов В. А., Шур А. Д. Исследование кинетики термического старения его влияние на склонность к хрупкому разрушению корпусных сталей//МиТОМ. 1988. — № 2. — с. 13−15.
  16. Ядерная энергетика. 2012, № 4, с. 110−121.143
  17. S.-H. Song, J. Wu, L.-Q.Weng, Z.-X. Yuan Fractographic changes caused by phosphorus grain boundary segregation for a low alloy structural steelMaterials Science and Engineering A 497 (2008) 524−527.
  18. A.B., Николаев Ю. А., Кеворкян Ю. Р. Экспериментально-статистический анализ радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 // Атомная энергия. 2001. т. 90. вып. 4. С. 260−267.
  19. А.В., Николаев Ю. А., Кеворкян Ю. Р. Радиационное охруп-чивание материалов корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. 2001. т. 90. вып. 5. С. 359−366.
  20. А.В., Николаев Ю. А., Кеворкян Ю. Р. и др. Охрупчивание низколегированной конструкционной стали под действием нейтронного облучения // Атомная энергия. 2000. т. 88. вып. 4. С. 271−276.
  21. В.A. Gurovich, Е.А. Kuleshova, D.Yu. Eralc, A.A. Chernobaeva, О.О. Zabusov. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. 2009. v. 389. p. 490−496.
  22. A.D. Amaev, A.M. Kryukov, V.I. Levit and M.A. Sokolov // Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ed. L.E. Steele, ASTM STP 1170, Philadelphia, 1993, p.9
  23. В.М.Горицкий, Г. Р. Шнейдеров, А. Д. Шур, В. А. Юханов. Структурный механизм развития отпускной хрупкости в сталях со структурой бейнита. Металловедение и термическая обработка металлов, 1992, № 1, с. 2−6.
  24. В.А.Юханов. Влияние длительных тепловых воздействий на структуру и свойства корпусной перлитной стали // Труды ЦНИИТМАШ. 1980. № 155. С. 57−60.
  25. В.Ф., Неклюдов И. М. Радиационное повреждение в металлах и сплавах при облучении нейтронами, ионами и электронами. Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, Вып. 1 (29), с. 46−73.
  26. К.А., Дине Дж. Точечные дефекты в металлах: Пер. с англ. М.: Мир, 1965, 291с.
  27. СП., Ибрагимов Ш. Ш., Локтионов A.JI. Влияние кластерно-петлевой структуры на радиационное упрочнение молибдена. Радиационное материаловедение, Харьков, 1990. с. 73−80.
  28. L.Malerba. Molecular dynamics simulation of displacement cascades in a-Fe: A critical review//J. Nucl. Mater. 2006. v. 351. P. 28−38.
  29. D.Terentyev, C. Lagerstedt, P. Olsson et al. Effect of the interatomic potential on the features of displacement cascades in a -Fe: A molecular dynamics study // J.Nucl.Mater. 2006. v. 351. 65−77.
  30. К.С. Russell, L.M. Brown. Dispersion strenthening in iron-copper system // Acta Metal. 1972. V. 20. P. 969−974.
  31. E.A. Kuleshova, B.A. Gurovich, Ya.I. Shtrombakh, D.Yu. Erak, O.V. Lavrenchuk. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 2002. v. 300, P 127−140.
  32. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Lavrenchuk O.V. Comparative study of fracture in pressure vessel steels A533B and A508 // J. Nucl. Mater. 1996. V. 228. P. 330−337.
  33. Miller M.K., Russell K.F., Kocik J., Keilova E. Atom probe tomography of 15Kh2MFA Cr-Mo-V steel surveillance specimens // Micron. 2001. v. 32. No. 8. P.749−755.
  34. Integrity of reactor pressure vessels in nuclear power plants: assessment of irradiation embrittlement effects in reactor pressure vessel steels, IAEA nuclear energy series, ISSN 1995−7807- no. NP-T-3.11, Vienna, 2009.
  35. P. Pareige, K.F. Russell, R.E. Stoller, M.K. Miller. Influence of long-term thermal ageing on the microstructural evolution of nuclear reactor pressure vessel materials: an atom probe study // J. Nucl. Mater. 1997. v. 250. P. 176−183.
  36. S.G. Druce, G. Cage, G.R. Jordan. Effect of ageing on mechanical properties of pressure vessel steel // Acta Metall. 1986. v. 34 (4). P. 641−657.
  37. G.R. Jordan, C.P. Hippsley, S.G. Druce. Thermal ageing effects in a PWR pressure vessel test weld // AEA Technology Internal Report. AEA-TRS-4020. 1990, 21 p.
  38. M. Lambrecht et al. J. Nucl. Mater. 406 (2010) 84−89.
  39. B.A. Gurovich, E.A. Kuleshova, D.Yu. Erak, A.A. Chernobaeva, O.O. Zabusov. Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. Nucl. Mater. 2009. v. 389. p. 490−496.
  40. M.K.Miller, M.A.Sokolov, R.K.Nanstad, K.F.Rassel. APT characterization of high nickel RPV steel // J. Nucl. Mater. 2006. v.351. p. 187−196.
  41. Viswanathan, R. Influence of Microstructure on the Temper Embrittlement of Some Low Alloy Steels. -STP 672, ASTM, 1979, Philadelphia, pp. 169−183.
  42. M.K. Miller, M.G. Burke. Fine scale microstructural characterization of pressure vessel steels and related materials using APFIM. In: Effect of Radiation on Materials, ASTM STP 1046, PA, 1990, p. 107−126.
  43. M.K. Miller, K.F. Russell, J. Kocik, E. Keilova. Embrittlement of low copper VVER 440 surveillance samples neutron-irradiated to high fluences. J. Nucl. Mater., 2000, v. 282 p.83−88.
  44. G. R. Odette and G. E. Lucas. The Effect of Nickel on Irradiation Hardening of Pressure Vessel Steels. In: Effects of Radiation on Materials: 14th International Symposium (Volume II), ASTM STP-1046, Philadelphia, 1990, p. 323 347.
  45. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7−003−86 М.: Энергоатомиздат, 1989
  46. Дуб А.В., Юханов В. А. Оценка срока службы действующих реакторных установок ВВЭР-1000 // Тяжелое машиностроение. 2009. — № 12. — ISSN 0131−1336.
  47. В.А.Юханов, А. Д. Шур. Исследование термического старения корпусных сталей для атомных энергетических установок с целью обоснования ресурса оборудования на срок до 60 лет// Металловедение и термическая обработка. 2006. — № 7. — ISSN 0026−0819
  48. Materials Reliability Program. A Review of Thermal Aging Embrittlement in Pressurized Water Reactors (MRP-80) // Final Report EPRI № 1 003 523 from May 2003, www.epri.com.
  49. A.A. Chernobaeva, Е.А. Kuleshova, M.A. Skundin, D.A. Malsev, L.I. Chyrko, V.N. Revka., Revision of data base of vver-1000 thermal aging survielance specimens., SMiRT-22, San Francisco, California, USA August 18−23, 2013, Division IX.
  50. Hall E. O. The deformation and agein of mild steel // Proc. Phys. Soc. -1951. -Vol.64, № 9. -P.747−753.
  51. Petch N. J. The cleavage strength of polycrystalline // J. Iron and Steel Inst-1953. -Vol. 173. -P. 25−28.
  52. А.В., Николаев Ю. А., Шур Д.М., Чернобаева А. А. Прогнозирование склонности Cr-Ni-Mo стали к отпускной хрупкости. ФММ, 1993, т.76, с.163−170.
  53. В.А. О роли меди в радиационном повреждении низколегированной стали и сплавов железа. Атомная энергия, 1983, т.55, вып.2, 114.
  54. Ю.Р. О физических механизмах радиационного охрупчива-ния материалов корпусов реакторов АЭС. Препринт ИАЭ-5318/11, Москва, 1991.-25 с
  55. Ю.А., Николаева А. В., Забусов О. О., Гурович Б. А., Кулешова Е. А., Чернобаева А. А. Радиационно- и термически индуцированная адсорбция фосфора на границах зерен в низколегированной стали. ФММ, 1996, т. 81, вып. 1, с. 120−128.
  56. М.К. Miller, P. Pareige, M.G. Burke. Understanding Pressure Vessel Steels: An Atom Probe Perspective. Mater. Charact., 2000, v. 44, p. 235−254.
  57. N.N. Alekseenko, A.D. Amaev, I.V. Gorynin, V.A. Nikolaev. Radiation damage of nuclear power plant pressure vessel steels. Illinois USA: La Grange Park, (1997).
  58. G.R. Odette and G.E. Lucas, Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ed. L.E. Steele, ASTM-STP 909 (American Society for Testing and Materials, Philadelphia, (1986), p. 206.
  59. J.R. Hawthorne. Further observations of A-533 steel plate tailored for improved radiation embrittlement resistance. J. Pressure Vessel Techn. (ASME), (1976), pp. 111−117.
  60. B. Giannet, D. Houssin, D. Braseur. Radiation embrittlement of PWR reactor vessel weld metals- Nickel and Copper Synergism Effects. Special Technical Publication 782 AST and Materials (1982).
  61. A.M. Kryukov, Yu.A. Nikolaev, T. Planman, P.A. Platonov. Basic results of the Russian WWER-1000 surveillance program. Nuclear Engineering and Design 173 (1997), pp. 333−339.
  62. A.D. Amaev, D.Yu. Erak, A.M. Kryukov. Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel Materials Irradiation Embrittlement and Mitigation. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting, Madrid, Spain, (1999), pp. 374 — 385.
  63. Yu. Nikolaev Radiation Embrittlement of Cr-Ni-Mo and Cr-Mo RPV steels, Journal of ASTM International, Vol.4, № 8, paper ID JAI 100 695, (2007).
  64. A. Kryukov, D. Erak et al., Extended analysis of VVER-1000 surveillance data, International Journal of Pressure Vessels and Piping 79, (2002), pp.661−664.
  65. М. Lambrecht et al. Influence of different chemical elements on irradiation-induced hardening embrittlement of RPV steels // J. Nucl. Mater. 2008. V. 378. P. 282−290.
  66. M. Lambrecht et al. On the correlation between irradiation-induced microstructural features and the hardening of reactor pressure vessel steels // J. Nucl. Mater. 2010. V. 406. P. 84−89.
  67. K. Fujii, K. Fukuya, T. Ohmubo, К. Hono, T. Yoshiie, Y. Nagai and M. Hasegawa. Hardening and microstructural evolution in A533B steels under neutron and electron irradiations // Proceeding of IGRDM 12 meeting. 2005. Arcachaon. France
  68. E. Stoller. The influence of damage rate and irradiation temperature on radiation induced embrittlement in pressure vessel steels // Effect of radiation on materials. ASTM STP 1175. ASTM international. West Conshohocken. PA. 1993. P. 394−426.
  69. T. Williams, D. Ellis, W. O’Connell. Dose Rate Effects in High and Low Nickel welds // Conference Proceedings «Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials. Olympic Valley. CA. 2001
  70. G.R. Odett, Т. Yamamoto And D. Klingensmith. On the effect of dose rate on irradiation hardening of RPV steels. Philosophical Magazine, Vol. 85, Nos. 4−7, 01 February-01 March 2005, 779−797
  71. M.K. Miller, K.F. Russell. Embrittlement of RPV steels: An atom probe tomography perspective // J. Nucl. Mater. 2007. v. 371. p. 145−160.
  72. J.M. Hyde, G. Sha, E.A.Marquis, A. Morley, K.B.Wilford, TJ.Williams. A comparison of the structure of solute clusters formed during thermal ageing and irradiation // Ultramicroscopy. 2011. v. 111, p. 664−671.
  73. D.Erak, B. Gurovich, Ya. Shtrombakh, D.Zhurko. Degradation and recovery of mechanical properties of VVER-1000 pressure vessel materials. In: Proceedings of the International Symposium Fontevraud 7, 2010, A096-T01.
  74. P.Petrequin., A Review of Formulas for prediction Irradiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials., AMES Report No 6 EUR 16 455 EN 1996.
  75. K. Dochi, N. Soneda, T. Onchi, S. Ishino, G. Odette and G. Lucas., Dose Rate Effect in Low Copper Steels Irradiated in FNR., Conference Proceedings «Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials, Olympic Valley, CA, 2001.
  76. Williams Т., Ellis D., O’Connell W. Dore Rate Effects in High and Low Nickel welds // Conference Proceedings «Workshop on Dose Rate Effects in Reactor Pressure Vessel Materials», Olympic Valley, CA, 2001.
  77. Я.И., Николаев Ю. А. и Платонов П.А., Радиационный ресурс металла корпусов действующих реакторов ВВЭР, Атомная энергия, т. 98, вып.6, 2005, (460−471).
  78. Д. Мак Лин. Границы зёрен в металлах. М.: Металлургиздат. 1960.322 с.
  79. Г. С., Астафьев А. А. Отпускная хрупкость низколегировнных Сг-Ni-Mo сталей. В Металловедение и термическая обработка сталей для оборудования энергоустановок. Труды ЦНИИТМАШ № 177, Москва, 1983. 97 с.
  80. Ю.А. и др. Зернограничная концентрация фосфора в низколегированной стали. Атомная энергия 2001, т.91, вып. 1, с 20−27.
  81. H. Nalcata, K. Fujii, R. Kasada, A. Kimura. Grain boundary phosphorus segregation in thermally aged low alloy steels // J. Nucl. Sci. Technol. 2006. v 43. N 7. p. 785−793.
  82. J. Kamedaa, Y. Nishiyama. Combined effects of phosphorus segregation and partial intergranular fracture on the ductile-brittle transition temperature in structural alloy steels // Mater. Sci. Engin. A. 2011. v. 528. p. 3705−3713.
  83. G. Smith, A.G. Crocker, P.E.J. Flewitt, and R. Moslcovic, Damage and Failure of Interface. Ed. H.K. Rossmanith. Balkema. 1997. P. 229
  84. C. Naudin, J.M. Frund and A. Pineau. Intergranular fracture stress and phosphorus grain boundary segregation of a Mn-Ni-Mo steel // Scripta Mater. 1999. vol. 40, No. 9. P. 1013−1019.
  85. M.A. Islam, J.F.Knott, P.Bowen. Critical level of intergranular fracture to affect the toughness of embrittled 2,25Cr-lMo steels // J. Mater. Engin. Perform. 2004. v. 13(5). p.600−606.
  86. Анализ поверхности методами Оже- и рентгеновской фотоэлектронной спектроскопии, под редакцией Д. Бриггса и М. П. Сиха. -М: Мир 1987 -600 с.
  87. A.I.Rizo, T.P.Vashilo. Effect of chromium on the susceptibility of low-carbon steel to reversible temper brittleness. Translated from MiTOM, 1969, v.4 p. 66−69.
  88. П.JI., Мураль В. В. Механизм влияния молибдена на процессы обратимой отпускной хрупкости стали. МиТОМ, 1969, № 3, с. 70−72.
  89. А.О. Зотова, И. В. Теплухина. Исследование влияния термического старения на склонность к хрупкому разрушению корпусной стали с содержанием никеля 0,6−08%. Вопросы материаловедения, 2009 № 2(58) с 24−32
  90. А.В. Николаева, Ю. А. Николаев, Ю. Р. Кеворкян. Зернограничная сегрегация фосфора в низколегированной стали. Атомная энергия, 2001, т.91, вып. 1, с. 20−27.
  91. М.К. Miller, R. Jayaram, K.F. Russell. Characterization of phosphorus segregation in neutron-irradiated Russian pressure vessel steel weld. J. Nucl. Mater., 1995, v. 225, p. 215−224.
  92. Б.А.Гурович. Аналитическая электронная микроскопия, Учебное пособие. М.: МИФИ, 1992. 57с.
  93. Williams D., Carter A. Electron microscopy. New York.: Springer, 2009,760 p.
  94. M.K. Miller, M.G. Hetherington, M.G. Burke. Atom probe field-ion microscopy: A technique for microstructural characterization of irradiated materials on the atomic scale. Metall. Trans, v. 20A, 1989, p. 2651−2661.
  95. P. Pareige, Etude a la sonde atomique de l’evolution microstructurale sous irradiation d’alliages ferritiques Fe-Cu et d’aciers de cuve de reacteurs nucleaires, Universite de Rouen, Rouen, 1994.
  96. M.K. Miller, K.F. Russell, R.E. Stoller, P. Pareige. Atom probe tomography characterization of the solute distribution in a neutron-irradiated and annealed pressure vessel steel weld. Rep. NUREG/CR-6629, ORNL/TM-13 768, Oak Ridge, TN, 1999.
  97. M. Eldrup and B. N. Singh. Studies of defects and defect agglomerates by positron annihilation spectroscopy. J. Nucl. Mater., 1997, v. 251, p. 132−138.
  98. M. Grosse, V. Denner, J. Bohmert, M.-H. Mathon. Irradiation-induced structural changes in surveillance material of VVER 440-type weld metal. J. Nucl. Mater, 2000, v. 277, p. 280−287.
  99. С.А.Салтыков. Стереометрическая металлография, Металлургия, Москва, 1976, 271 с.
  100. B.Gurovich, E. Kuleshova, O. Zabusov, S. Fedotova, A. Frolov, M. Saltykov, D.Maltsev. Influence of structural parameters on the tendency of VVER-1000 reactor pressure vessel steel to temper embrittlement. J. Nucl. Mat., 435, (2013), p.25−31.
  101. Б.А.Гурович, Е. А. Кулешова, Д. А. Мальцев, С. В. Федотова, А. С. Фролов. Связь служебных характеристик сталей корпусов реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения. ВАНТ, 2013, № 2(84), с. 3−10.
  102. Отчет по этапу 2.2.1.13 Договор № 351/ИРМТ/2 061 от 24.08.2010 г. Исследование эффектов температурного старения в 2012 г., НИЦ «Курчатовский институт»
  103. Отчет по этапу 2.2.1.12 Договор № 351/ИРМТ/2 061 от 24.08.2010 г. Исследование эффектов температурного старения в 2011 г., НИЦ «Курчатовский институт»
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?