автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Экспериментальное обоснование радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА. I. ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 И ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ ЕГО ЗА ПРОЕКТНЫЙ.

1.1. ИЗМЕНЕНИЕ СОСТОЯНИЯ МАТЕРИАЛА КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ.

1.1.1. Влияние флюенса быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание МКР.

1.1.2. Влияние химического состава стали на охрупчивание под облучением.

1.1.3. Изменение микроструктуры стали под облучением.

1.1.4. Модельное описание охрупчивания МКР под облучением.

1.2. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 НА НАЧАЛО 80-Х ГОДОВ.

1.3. ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440/230.

1.4. НЕРЕШЕННЫЕ ВОПРОСЫ ПО КОРПУСАМ ВВЭР-440.

ГЛАВА П. ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440.

2.1. УТОЧНЕНИЕ ЗАВИСИМОСТИ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ ПРИ "ПЕРВИЧНОМ" ОБЛУЧЕНИИ ОТ ФЛЮЕНСА НЕЙТРОНОВ И СОДЕРЖАНИЯ В СТАЛИ ФОСФОРА И МЕДИ.

2.1.1. Рассмотренные комплекты образцов-свидетелей.

2.1.2. Химический состав образцов-свидетелей ВВЭР-440.

2.1.3. Результаты определения параметров радиационного охрупчивания образцов-свидетелей ВВЭР-440.

2.1.4. Обоснование закономерностей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 на основе результатов исследования образцов-свидетелей.

2.2. МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ Тко МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ У КОТОРЫХ ОТСУТСТВУЕТ АРХИВНЫЙ МЕТАЛЛ.

2.2.1. Оценка Тк0 сварных швов ВВЭР-440 на основе химического состава.

2.2.2. Моделирование исходного состояния МКР ВВЭР-440 путем термической обработки облученного материала.

2.3. ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МАЛОРАЗМЕРНЫХ ОБРАЗЦОВ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИТИЧЕСКОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ХРУПКОСТИ.

2.3.1. Выбор типа образца.

2.3.2. Выбор критериев для определения температуры вязко-хрупкого перехода.

2.3.3. Установление корреляции между температурой вязко-хрупкого перехода определенной по стандартным и малоразмерным образцам Шарпи.

2.4. ОБОСНОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МАЛОРАЗМЕРНЫХ ОБРАЗЦОВ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КРИТИЧЕСКОЙ ТЕМПЕРАТУРЫ ХРУПКОСТИ МКР

ОБЛУЧАВШИХСЯ В УСЛОВИЯХ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОРПУСА АЭС.

2.4.1. Программа исследования материала трепанов, вырезанных из корпуса реактора НВАЭС-2.

2.4.2. Результаты исследования материала трепанов, вырезанных из корпуса реактора НВАЭС-2.

ГЛАВА Ш. РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА МАТЕРИАЛА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-440. ОБОСНОВАНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ

ПОСТ-РАДИАЦИОННОГО ОТЖИГА.

3.1. МОДЕЛИ ПОВТОРНОГО ПОСЛЕ ОТЖИГА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ.

3.2. ПРОГРАММА ИССЛЕДОВАНИЯ МЕТАЛЛА ТЕМПЛЕТОВ ВЫРЕЗАННЫХ ИЗ КОРПУСОВ ДЕЙСТВУЮЩИХ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ.

3.2.1. Программа исследования металла темплетов вырезанных из корпуса реактора НВАЭС-3.

3.2.2. Программа исследования металла темплетов вырезанных из корпуса реактора НВАЭС-4.

3.2.3. Программа исследования металла темплетов вырезанных из корпуса реактора Козлодуй-1.

3.2.4. Программа исследования металла темплетов вырезанных из корпуса реактора Козодуй-2.

-53.3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ МАТЕРИАЛА ТЕМПЛЕТОВ, ВЫРЕЗАННЫХ ИЗ КОРПУСОВ ДЕЙСТВУЮЩИХ РЕАКТОРОВ.

3.3.1. Определение Тк0 материала сварных швов корпусов реакторов НВАЭС-3, НВАЭС-4, KZY-1 и KZY-2.

3.3.2. Охрупчивание сварных швов корпусов реакторов при повторном после отжига облучении.

3.4. ОБОСНОВАНИЕ МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ ОХРУПЧИВАНИЯ МКР ПРИ ПОВТОРНОМ ЗА ОТЖИГОМ ОБЛУЧЕНИИ.

ГЛАВА IV. ИЗМЕНЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК МИКРОСТРУКТУРЫ МАТЕРИАЛА СВАРНЫХ ШВОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ, ОТЖИГЕ И ПОВТОРНОМ ПОСЛЕ ОТЖИГА ОБЛУЧЕНИИ.

4.1. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭЛЕКТРОННО-МИКРОСКОПИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ.

4.2. РЕЗУЛЬТАТЫ ФРАКТОГРАФИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ.

4.3. ОБЩИЙ АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ МИКРОСТРУКТУРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ СВАРНОГО

ШВА № 9 В ИСХОДНОМ И ОБЛУЧЕННОМ СОСТОЯНИЯХ, А ТАКЖЕ ПОСЛЕ ПОСТ-РАДИАЦИОННОГО ОТЖИГА И ПОСЛЕДУЮЩЕГО ЗА НИМ ОБЛУЧЕНИИ.

ВЫВОДЫ.

В конце восьмидесятых годов группой ведущих организаций страны (РНЦ "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", ЦНИИКМ "Прометей", НПО "Энергия", НПО "ЦНИИТМаш", ПО "Ижорский завод", Нововоронежская и Кольская атомные электростанции), был разработан и обоснован технический проект и начата реализация отжига корпусов реакторов ВВЭР-440 первых поколений. Научные основы восстановления механических свойств охрупченных под облучением материалов корпусов атомных реакторов были заложены в результате работ выполненных в течении длительного периода времени в РНЦ "Курчатовский институт" и ЦНИИКМ "Прометей". Наиболее значительные результаты в этом направлении были получены в РНЦ "Курчатовский институт" под руководством профессора А.Д.Амаева и А.М.Крюкова при реализации отжига и повторного облучения части комплектов образцов-свидетелей 2го блока Армянской АЭС и реализации ряда специальных исследовательских программ. Эти работы позволили определить оптимальные температурно-временные характеристики пост-радиационного отжига материалов корпусов атомных реакторов типа ВВЭР-440, степени восстановления свойств облученного металла при отжиге и ее зависимость от химического состава материала. С 1987 по 1992 год консорциумом предприятий МОХТ-ОТЖИГ, включающим все вышеперечисленные организации, был реализован отжиг 11 корпусов реакторов типа ВВЭР-440, причем корпус реактора 3го блока Нововоронежской АЭС был отожжен дважды: в 1987 году и 1991 году. После реализации отжига корпусов атомных реакторов особую актуальность приобрела задача контроля состояния металла корпуса после отжига и оценки кинетики охрупчивания материалов корпуса при повторном после отжига облучении.

В начале девяностых годов А.М.Крюковым с сотрудниками был выполнен ряд экспериментальных работ по выявлению основных закономерностей охрупчивания низколегированных перлитных сталей, использующихся для изготовления корпусов атомных реакторов, при повторном после отжига облучении.

Консорциумом МОХТ-ОТЖИГ была разработана технология отбора малых проб металла (темплетов) с внутренней поверхности неплакированных корпусов реакторов ВВЭР-440 первых поколений. Исследование вырезанных по этой технологии образцов металла корпусов эксплуатирующихся энергоблоков позволило определить действительное состояние металла корпуса после отжига и сделать оценки вероятной кинетики послеотжигового охрупчивания материалов корпуса реактора. Это позволило создать нормативную базу для эксплуатации отожженных корпусов реакторов в начальный период после отжига и дать прогнозные оценки по эксплуатационному ресурсу корпусов.

Развитие в начале девяностых годов международного сотрудничества в области безопасности ядерной энергетики, а также близость конца реального срока эксплуатации корпусов по обоснованному на тот момент ресурсу работы ряда корпусов (Зий и 4ый блоки Нововоронежской АЭС) поставили ряд задач по обоснованию радиационного ресурса отожженных корпусов реакторов ВВЭР-440 на более высоком экспериментальном уровне.

Для реализации этих задач в рамках международных программ TACIS, WANO и FARE был выполнен ряд экспериментальных работ главной целью которых было обоснование российских подходов к обоснованию эффективности пост-радиационной термической обработки материалов корпусов реакторов, а также получение фактических данных по кинетике радиационного охрупчивания при последующем за отжигом облучении для реакторов ВВЭР-440, проект 230 (ВВЭР-440/230).

Реализация данных работ наряду с рядом экспериментальных данных по облучению штатных материалов корпусов реакторов и результатами исследований образцов-свидетелей позволили в основном решить проблему ресурса корпусов ВВЭР-440.

На защиту выносится следующее:

• анализ результатов исследования материалов образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440/213;

• анализ зависимости радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 от флюенса быстрых нейтронов и содержания в стали меди и фосфора на основе новых экспериментальных данных;

• разработка нового нормативного подхода к прогнозированию радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440;

• разработка нового нормативного подхода к оценки критической температуры хрупкости сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 посредством отжига облученного материала;

• разработка новых корреляционных зависимостей, связывающих результаты испытаний стандартных и малоразмерных образцов Шарпи на основе результатов испытаний материала трепанов, вырезанных из корпуса реактора 2 блока Нововоронежской АЭС;

• оценка состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-440/230 после отжига и последующего облучения по результатам испытаний материала темплетов корпусов реакторов;

• оценка исходной критической температуры хрупкости сварных швов корпусов действующих реакторов ВВЭР-440 на момент пуска блоков в эксплуатацию посредством специально разработанной термической обработки материалов темплетов, вырезанных из корпусов этих реакторов;

• исследование процесса повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов;

• оценка эффективности пост-радиационного отжига для последующей эксплуатации корпуса реактора;

• методика оценки кинетики радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 при последующей за пострадиационным отжигом эксплуатации блока;

• установленные закономерности изменения характеристик изломов образцов Шарпи в результате первичного облучения, пост-радиационного отжига и повторного облучения, а также закономерности радиационно-индуцированных структурных изменений в метале сварных швов и их эволюции в результате отжига и последующего облучения.

Основные результаты настоящей работы опубликованы в более чем 20 научных публикациях в России и за рубежом, докладывались на многих всесоюзных, российских и международных научных семинарах, конференциях и симпозиумах, на заседаниях Межведомственного технического совета по атомным электростанциям и секции НТС Министерства. В 1997 году цикл работ, выполненных по этой тематике, был отмечен Премией им. И.В.Курчатова на конкурсе научных работ РНЦ "Курчатовский институт". На основании результатов исследований выполненных в настоящей работе был уточнен радиационный ресурс ряда корпусов реакторов ВВЭР-440/230.

Выводы.

1. По результатам исследования материалов образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440/213 были проанализированы зависимости радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 от флюенса быстрых нейтронов и содержания в стали меди и фосфора. На основании проведенного анализа был разработан новый нормативный подход к прогнозированию радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

2. Разработаны новые корреляциионные зависимости, связывающие результаты испытаний стандартных и малоразмерных образцов Шарпи.

3. Разработан нормативный подход к оценке критической температуры хрупкости сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 посредством термической обработки облученного материала.

4. Проведена оценка критической температуры хрупкости сварных швов корпусов действующих реакторов ВВЭР-440 на момент пуска блоков в эксплуатацию посредством специально разработанной термической обработки материалов темплетов, вырезанных из корпусов этих реакторов.

5. По результатам исследования материалов темплетов, вырезанных из корпусов реакторов, определено фактическое состояние металла корпусов реакторов ВВЭР-440/230, находящихся в эксплуатации, после пост-радиационного отжига и последующего за отжигом облучения.

6. Установлено, что радиационное охрупчивание при повторном после отжига облучении происходит медленнее, чем в случае первичного облучения. Рассмотрены различные схемы оценки изменения критической температуры хрупкости при повторном облучении.

7. Проведено детальное исследование эволюции микроструктуры и изменения характера разрушения материалов сварных швов при облучении, отжиге и повторном облучении. Характер микроструктурных изменений при первичном и повторном облучении хорошо коррелирует с наблюдаемым изменением механических свойств стали. Показано, что интенсивность образования структурных составляющих, предположительно являющихся причиной радиационного охрупчивания, при повторном облучении уменьшается по сравнению с первичным облучением.

8. В результате исследования кинетики процесса радиационного охрупчивания при повторном облучении обосновано использование при расчете радиационного ресурса сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 модели "горизонтального сдвига", учитывающей невосстановленную при отжиге величину сдвига температуры вязко-хрупкого перехода.

9. Проведенные в настоящей работе исследования позволяют существенно повысить безопасность эксплуатации реакторов ВВЭР-440. Полученные результаты были использованы для выработки рекомендаций по уточнению радиационного ресурса материала корпусов реакторов ряда блоков действующих АЭС (КАЭС-1 и 2, НВАЭС-3 и 4, КгУЛ и 2) и могут быть применены для определения радиационного ресурса МКР ВВЭР-440/213.

1. Hawthorne J.R. 1.radiation embrittlement. - In: Treatise on Materials Science and Technology, C.L. Briant and S.K. Bunerji, Eds., 1983, v. 25, p. 461-524.

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

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

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

5. Hawthorne J.R. Exploratory studies of element interactions and composition dependencies in radiation sensitivity development. -Materials Engineering Association, Inc., U.S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG/CR-4437 (Washington, D.C, 1985).

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

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

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

9. Hawthorne J.R., Koziol J.J., Groeschel R.C. Evaluation of commercial production A533-B steel plates and weld deposits tailored for improved radiation resistance. In: Effects of Radiation on Structural Materials. ASTM STP 570, 1975, p. 83-102.

10. Hawthorne J.R. Exploratory studies of the effects of irradiation temperature on mechanical properties of structural steels and welds. -In: Effects of Radiation on Materials. A.S. Kumar, D.S. Gelles, R.K.

11. Nanstad and E.A. Little, Eds., ASTM STP 1175, 1993, p. 306-331.

12. Николаев Ю.А., Королев Ю.Н., Крюков A.M., Левит В.И., Николаева А.В., Чернобаева А.А., Вишкарев О.М., Носов С.И. Радиационная стойкость материалов корпусов ядерных реакторов, легированных никелем. Атомная энергия, 1996, т. 80, № 1, с. 33-36.

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

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

15. Serpan C.Z. Damage-function analysis of neutron-induced embrittlement in A302B steel at 550°F (288°C). In: Effects of Radiation Substructure and Mechanical Properties of Metals and Alloys, ASTM STP 529, 1973, p. 92-126.

16. Remec I., Kam F.B. Neutron spectra at different High Flux Isotope Reactor (HFIR) pressure vessel surveillance locations. NUREG/CR6117, 1993. 118p.

17. Heinisch H.L., Hamilton M.L., Sommer W.F., Ferguson P.D. Tensile property changes of metals irradiated to low doses with fission, fusion and spallation neutrons. J.Nucl.Mater. 1992, v.191-194, p. 1177-1182.

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

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

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

21. Nikolaev Yu.A., Nikolaeva A.Y., Kryukov A.M., Levit V.l., Korolyov 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.

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

23. Odette G.R., On the dominant mechanism of irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels. Scripta Metall. 1983, v. 17, p. 1183-1188.

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

25. Burke M.G., Miller M.K. Solute clustering and precipitation inpressure vessel steels under low fluence irradiation conditions. J. de Phys., 1988, v. 49-C6, p. 283-288.

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

27. Phase Transformations During Irradiation, ed. F.Y.Nolfi, Applied Science Publishers, London, N-Y., 1983, -355 p.

28. Grope M., Bôhmert J., Yiehrig H.W. Correlation between volume fraction of radiation-induced precipitates and toughness of Cr-Mo-Y alloyed VVER pressure vessel steel. J. Nucl. Mater. 1994, v. 211, No. 2, p. 177-180.

29. Miller M.K., Burke M.G. Characterization of irradiated model pressure vessel steels. J. de Phys., 1987, v. 48-C6, p. 423-428.

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

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

32. Miller M.K., Burke M.G. An APFIM survey of grain boundary segregation and precipitation in irradiated pressure vessel steels. In: Effects of Radiation on Materials. A.S.Kumar, D.S.Gelles, R.K.Nanstad and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1175,1993,p.492-502.

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

34. Pareige P., Stoller R.E., Russel K.F., Miller M.K. Atom probe characterization of the microstructure of nuclear pressure vessel surveillance materials after neutron irradiation and after annealing treatments. J. Nucl. Mater., 1997, v. 249, p. 165-174.

35. Society, La Grange Park, IL, 1986, p. 400-408.

36. Little E.A. Strain ageing and neutron scattering on irradiated PWR pressure vessel steels. In: 12th International Symposium on the Effects of Radiation on Materials, F.A.Garner and J.S.Perrin, Eds., ASTM STP 870, 1985, p. 1009-1026.

37. Fisher S.B., Harbottle J.E., Aldrige N.B. In: Proceedings BNES Conference on Dimensional Stability and Mechanical Behavior of Irradiated Metals and Alloys, BNES, 1984, p. 87-91.

38. Fisher S.B., Harbottle J.E., Aldrige N.B. Radiation hardening in Magnox pressure vessel steels. Phil. Trans. R. Soc. London. 1985, v. A315, p. 301-322.

39. Lott R.G., Spitrnagal J.A., Brenner S.S., Miller M.K. Trans, of

40. Americ. Nucl. Sos. 1983, v. 44, p. 228-229.

41. Miller M.K., Brenner S.S. FIM/Atom probe study of irradiated pressure vessel steels. Res. Mechanica. 1984, v. 10, p. 161-168.

42. Burke M.G., Brenner S.S. Microstructural investigation of irradiated pressure vessel steel weld metal.-J.de Physique 1986, v. 47-C2, p. 239244

43. Miller M.K., Hoelzer D.T., Ebrahimi F., Howthorne J.R., Burke M.G. Characterization of irradiated model pressure vessel steels. J. de Physique, 1987, v. 48-C6, p. 423-428.

44. Druce S.G., Gage G., Jordan G. Effect of aging on properties of pressure vessel steels. Acta Metall. 1986, v. 34, No. 4, p. 641-652.

45. Russell K.C., Brown L.M. A dispersion strengthening model based ondiffering elastic module applied to the iron-copper system. Acta Metall. 1972, v. 20, p. 969-974.

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

47. U.S. NRC Regulatory Guide 1.99, Rev. 2, 1988.6 2. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-002-86. М.: ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1989. 525 с.

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

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

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

51. Amaev A.D., Kryukov A.M., Sokolov M.A. Recovery of transition temperature of irradiated WWER-440 vessel metal by annealing. In: Radiation Embrittlement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels. L.E. Steele, Ed., ASTM STP 1170, 1993, p. 369-379.

52. Amaev A.D., Kryukov A.M., Levit V.l., Platonov P.A., Sokolov M.A. Mitigation of irradiation embrittlement by annealing. In: Effects of Radiation on Materials. D.S.Gelles, R.K.Nanstad,

53. A.S.Kumar and E.A.Little, Eds., ASTM STP 1270, 1996, p.232-247.

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

55. Исследование радиационного охрупчивания и эффективности отжига сварных швов корпусов ВВЭР с повышенным содержанием фосфора. Отчет РНЦ "КИ", Москва, 1993.

56. Da vies L.M. A comparison of Western and Eastern nuclear reactor pressure vessel steels. AMES Report No. 10, EUR 17327 EN. - 70 p.

57. Оценка ресурса корпусов с позиций хрупкого разрушения. Отчет ОКБ "Гидропресс", Инв. N 404-ПР-2096, 1980.

58. Nikolaeva A.V., Nikolaev Yu.A. Mechanism of the drop in the dependence of yield stress on neutron irradiation dose for low-alloy steel. Materials Science and Engineering, 1997, v. A234-236, p. 915917.

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

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

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

62. Ahlstrand R., Rintamaa R. Annealing of a VYER-440 reactor pressure vessel in Loviisa. Proceedings of the International Symposium Fontevaurd IY. 1998, v. 1, p. 75-88.

63. Kell P.M., Joston A., Blake R.G., Napier. J.G. Phys. Stat. Sol. (a), 1975, v. 31, p. 771.

64. Салтыков C.A. Стереометрическая металлография. M.: Металлургия, 1976. 271 с.

65. Shtrombakh Ya.I., Kryukov A.M, Platonov P.A., Langer R., Rieg C.Y. Examination of the materials from operating WER pressure vessels. Proceedings of the International Symposium Fontevaurd IV.