автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Разработка и применение методов и средств контроля состояния материалов на АЭС

Введение Проблемы эксплуатации АЭС, связанные со Необходимость контроля состояния материалов старением.

Глава 1 Причины и механизмы старения материалов в условиях 8 эксплуатации АЭС

1.1. Радиационное охрупчивание металла корпусов ядерных 8 реакторов

1.2. Эксплуатационное повреждение металла оборудования и 13 трубопроводов первого контура

Глава

2.1. 2.2.

2.8. 2.9.

2.10. 2.11. 2.12. 2.13.

Безобразцовые неразрушающие методы контроля состояния материалов и их пригодность, исходя из задач контроля на АЭС Методы твердости Кинетическое индентирование Универсальная твердость

Корреляционная методика определения механических свойств по значениям твердости по Бринеллю и Виккерсу Феноменологическая методика представления диаграмм вдавливания, получаемых методом кинетического индентирования

Использование процедуры численного моделирования методом конечных элементов для интерпретации диаграмм индентирования шара

Акустико-эмиссионное кинетическое индентирование Магнито-кинетическое индентирование Магнито-акустическое кинетическое индентирование Кинетическое склероскопирование Динамическое кинетическое индентирование Метод магнитной структуроскопии Термоэлектрический метод

Выводы

К началу нового века срок эксплуатации половины действующих атомных электростанций России составил более 20 лет, в течение которых материалы АЭС подвергались эксплуатационному старению. Под эксплуатационным старением (в дальнейшем старением) атомного энергооборудования понимают изменение свойств материалов от их исходного состояния. Причиной подобного старения являются термосиловое, радиационное и коррозионное воздействия на материалы, из которых изготовлено основное оборудование атомной станции. Знание механизмов старения материалов, применяемых в атомном энергомашиностроении, умение оценивать изменение свойств и характеристик материалов в результате длительного срока эксплуатации обеспечивают возможность своевременного выполнения компенсирующих мероприятий по предупреждению повреждений оборудования. Она необходима для разработки процесса управления старением, который позволяет обоснованно осуществлять продление назначенного срока эксплуатации АЭС, что имеет важное экономическое и практическое значение.

С этой целью выполняют периодический анализ «слабых мест» оборудования (наиболее эксплуатационно нагруженных и подверженных максимальному радиационному и коррозионному воздействиям) с предварительной оценкой возможных механизмов старения и ситуаций, ограничивающих срок службы. Далее выбирают методы и средства неразрушающего контроля, в наибольшей степени позволяющие выявить изменение свойств материалов по основным механизмам эксплуатационного повреждения и выполняют неразрушающий контроль элементов оборудования АЭС. На основе результатов неразрушающего контроля, их обработки и анализа, проведения прочностных расчетов определяют остаточный ресурс оборудования и дают заключение о необходимости выполнения превентивных мероприятий.

Срок службы атомной станции в значительной степени определяется фактическим состоянием материалов, из которых изготовлено основное оборудование. Обоснование ресурса атомного энергооборудования производится в соответствии с «Нормами расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» по характеристикам сопротивления разрушению при статическом и циклическом нагружении с учетом технологических особенностей изготовления .и условий эксплуатации. При этом базовые механические свойства для расчета берутся из «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» (ПНАЭ Г-7-002-86) в виде гарантированных нормативных значений или значений сертификатных данных на металл контролируемого изделия. Такой подход к оценке состояния являлся бы абсолютно допустимым только в том случае, если бы материалы не меняли своих свойств в процессе эксплуатации. Однако, работа АЭС на приемлемом уровне коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) сопряжена с высокими эксплуатационными термосиловыми нагрузками, радиационным повреждением, коррозионным и коррозионно-механическим воздействиями. Это приводит к изменениям физико-механических свойств и структуры материалов, особенно в наиболее неблагоприятных зонах, где эксплуатационное воздействие максимально, что, в свою очередь, вызывает ухудшение служебных характеристик материалов по сравнению с исходным уровнем.

Для более наглядного представления причин снижения эксплуатационной надежности вследствие старения материалов обратимся к рис.1. При выбранных

Модель определения срока службы металла оборудования и трубопроводов АЭС после длительных сроков эксплуатации

Уменьшение допустимых размеров дефекта в результат: изменений механических свойств материалов (облучении термическое,термолеформационное старение)

Ш С

С < н ш 5 ш е ш 4

Q. Ш 5 п <

Q.

Деградация свойств за счет -длительного эксплуатационного, воздействия на материал • (усталость, наводоражнвание) *

Катастрофическое состояние объекта (разрушение) ■ , / Рост дефекта за счет , длительного, эксплуатационного вомеПствпя (многоцикловая и А гиперцпкловяя усталость, гя мнкроползучееть) • • "J

Время управления старением

Назначенный срок службы >

Рис. 1. при конструировании оборудования запасах прочности, даже с учетом деградации механических свойств, и при отсутствии дефектов оборудование и трубопроводы АЭС разрушаться не могут. Однако, бездефектного оборудования не существует, так как не существует бездефектной технологии изготовления. Если на оси ординат отложить размеры минимального фактического и максимального допустимого расчетного трещиноподобного дефекта в металле, а на оси абсцисс -время эксплуатации рассматриваемого объекта, то мы получим взаимное изменение минимального и максимального размеров дефектов во времени. В процессе эксплуатации имеет место подрастание фактических дефектов и снижение критических допустимых размеров дефектов за счет микроструктурных изменений и деградации механических свойств. При этом, если вклад облучения, температуры, упругопластического циклического нагружения мы еще как-то можем оценить расчетно-экспериментальными методами, то влияние длительного эксплуатационного воздействия с относительно незначительными абсолютными значениями напряжений, деформаций и у-излучения (пунктирная кривая) вообще на сегодняшний момент никак не определяется.

Таким образом, только знание механизмов эксплуатационного повреждения материалов в наиболее нагруженных зонах конструкции с возможностью периодической количественной оценки свойств материала позволит уверенно прогнозировать границы безопасной эксплуатации основного оборудования атомной станции.

В связи со спецификой контроля на АЭС, периодический натурный контроль должен быть основан на безобразцовых неразрушающих методах, чувствительных к изменению физико-механических и структурных параметров материала в процессе эксплуатации. Такой контроль позволит не только оценить во времени изменение свойств в зонах наибольшей повреждаемости оборудования и трубопроводов, но и включить его в рутинный периодический эксплуатационный контроль, как метод диагностирования выявления зон с максимальной эксплуатационной повреждаемостью.

Снижение расчетных значений допустимых размеров дефектов на фоне фактического роста реальных дефектов в эксплуатации напрямую связано со старением материалов. Несмотря на то, что за более чем тридцатилетнюю историю эксплуатации накоплен большой опыт влияния факторов эксплуатационного воздействия на надежность оборудования, в мире до сих пор не существует реализованных на практике подходов к комплексной расчетно-экспериментальной оценке эксплуатационного старения. Такая оценка должна, в первую очередь, строиться на анализе информации об отказах, дефектах, повреждениях оборудования АЭС, вызываемых развитием процессов старения, с последующей классификацией процессов старения по типам оборудования и материалам, из которых оно изготовлено [1].

Вышеизложенный подход к оценке состояния металла оборудования и трубопроводов нашел свое отражение в серии руководящих документов по оценке технического состояния и остаточного ресурса элементов атомной станции, разработанных в рамках диссертационной работы [2-12].

Настоящая работа посвящена разработке и внедрению в практику эксплуатации АЭС методов и средств неразрушающего безобразцового контроля физико-механических свойств материалов АЭС с оценкой состояния материала в результате старения и обоснованием остаточного ресурса контролируемого оборудования.

Представленная на защиту работа по разработке безобразцовой неразрушающей методике комплексного контроля материалов атомной станции на протяжении всего жизненного цикла, а также методов и приборных средств для ее внедрения, никогда не реализовалась бы в успешный проект без энтузиазма и совместных усилий всего творческого коллектива Центра материаловедения и ресурса ВНИИАЭС, способствовавшего достижению конкретных результатов и фактическому завершению данной работы.

Особую признательность выражаю Генеральному директору ВНИИАЭС профессору А.А.Абагяну, чья добрая воля и настойчивость были фактическим катализатором написания диссертационной работы.

Автор высоко оценивает помощь в получении и анализе экспериментальных данных и поддержку, полученную от специалистов отдела прочности ЦНИИТМАШ и лично Е.И.Мамаевой и А.Г.Мазепы.

Выражаю благодарность коллективам Нововоронежской, Кольской и Ростовской атомных станций за помощь и веру в результативность исследований автора.

Автор признателен д.т.н. В.И.Есьману за веру и настойчивую поддержку в написании работы, а также своей супруге А.А.Романовой без неформального участия которой не было бы этой работы.

ВЫВОДЫ

1) Разработана и внедрена в практику методология безобразцового неразрушающего контроля физико-механических свойств материалов с учетом механизмов и причин эксплуатационного старения в условиях атомных станций.

2) С целью оценки изменения свойств материалов в результате эксплуатационного старения установлена и обоснована зависимость напряжений и деформаций при стандартных образцовых испытаниях на растяжение-сжатие и кинетического индентирования для основных конструкционных материалов на стадии изготовления и эксплуатации АЭС.

3) Разработаны высокоинформативные методы инденторных испытаний с регистрацией диаграмм вдавливания, параметров акустической эмиссии и магнитных свойств.

4) Экспериментально исследованы и установлены количественные соотношения между различными характеристиками твердости, предложена универсальная формулировка и схема объединения методов и методик определения твердости.

5) Изучена природа эксплуатационного повреждения сварных соединений оборудования и трубопроводов ВВЭР, установлена неаддитивность влияния различных факторов, предложены адекватные для конкретного вида эксплуатационного повреждения методы и средства безобразцового неразрушающего контроля.

6) Разработана методика для оценки состояния пластичности полимеров и резин на основе метода кинетического индентирования.

7) Разработаны и внедрены в практику эксплуатации установок с ВВЭР и РБМК. методики комплексного безобразцового неразрушающего контроля состояния материалов оборудования и трубопроводов для различных сроков эксплуатации АЭС.

8) Разработана и внедрена в практику эксплуатации АЭС с ВВЭР методика безобразцового неразрушающего контроля физико-механических свойств металла корпусов реакторов и внутрикорпусных устройств на основе методов кинетического индентирования и магнитной структуроскопии.

9) Предложен и внедрен подход к обоснованию продления проектного срока службы на основе расчетно-экспериментальной оценки степени эксплуатационного повреждения материала.

10) Разработаны и внедрены в практику эксплуатационного контроля на АЭС в России и за рубежом приборы и приборные комплексы (специально адаптированные для контроля в условиях АЭС) для безобразцового неразрушающего контроля физико-механических свойств металла оборудования и трубопроводов, включая корпуса и внутрикорпусные устройства ядерного реактора.

Выполненный комплекс исследований позволил разработать научно-практические основы управления ресурсом оборудования и трубопроводов АЭС на базе внедрения в практику эксплуатации методов и приборных средств, обеспечивающих достоверность и информативность результатов, отражающих фактический уровень эксплуатационного повреждения.

1. Бакиров М.Б. и др. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса сосудов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0186-00. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1999. -75 с.

2. Бакиров М.Б. и др. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса трубопроводов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0185-0. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1999. -63 с.

3. Бакиров М.Б. и др. Методика оценки технического состояния и остаточного ресурса насосов типовых энергоблоков АЭС. РД ЭО 0180-00. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1999. -80 с.

4. Бакиров М.Б. и др. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АЭС. РД ЭО 0281-01. М.: Концерн "Росэнергоатом". 2001 -39 с.

5. Бакиров М.Б. и др. Инструкция по эксплуатационному контролю за состоянием основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов 1 и 2 контуров АЭС с ВВЭР. АИЭ-2-95. М.: Концерн "Росэнергоатом". 2001 - 79с.

6. Бакиров М.Б. и др. Инструкция по металлографическому контролю состояния металла оборудованияи трубопроводов АЭС. РД ЭО 0282-01. М.; Концерн "Росэнергоатом". 2001 - 57с.

7. Бакиров М.Б. и др. Типовая программа контроля механических свойств металла трубопроводов АЭС с ВВЭР-440 после 100 тысяч часов эксплуатации. ТПКМЭ-21-97. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1997- 51с.

8. Бакиров М.Б. и др. Типовая программа контроля механических свойств металла трубопроводов АЭС с ВВЭР-1000 после 100 тысяч часов эксплуатации. ТПКМЭ-20-96. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1997 - 55с.

9. И.Бакиров М.Б. и др. Типовая программа эксплуатационного контроля за состоянием основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов атомных электростанций с ВВЭР-1000. АТПЭ-9-99. М.: Концерн "Росэнергоатом". 1999 - 104с.

10. Buswell, Phytbian, McElroy, Dumbill, Ray, Mace, Sinclair, (1995) Irradiation-Induced Microstructural Changes, and Hardening Mechanisms, in Model PWR Reactor Pressure Vessel Steels, Journal of Nuclear Materials 225 (1995) pp.196-214.

11. Buswell, Bischler P., Fenton S., Ward A., Phytbian W., (1993) Microstructural Developments in Neutron-Irradiated Mild Steel Submerged-Arc Weld Metaal, Journal of Nuclear Materials 205 (1993) pp.198-205.

12. English, Fudge, McElrow, Phythian, Williams. "Approach and Methology for Condition Assessment of Thermal Pressure Vessels", Int. I. Press. Ves. К Piping 54 (1993) 4988.

13. Kokik, Keilova, "Radiation Damage Structure of WER (Cr-Mo-V Type) RPV Steels, Journal of Nuclear Materials 172 (1990) pp. 126-129.

14. Pav, Kocik, Keilova "Radiation Embrittement of Nuclear Reactor Pressure Vessel Steels, ed.

15. Miller, Burke "Microstructural Characterization of Irradiated PWR Steels Using the ^ Atom Probe Field-Ion Microscope", Third International Symposium on Environmentalл »

16. Degradation of Materials in Nuclear Power Systems Water Reactors, August 30 September 3, 1987, Michigan. The Metallurgical Society, Wanendale, 1988, pp. 141148.

17. Miller, Burke, (1992). "An Atom Probe Field Jon Microcopy Study of Neutron-Irradiated Pressure Vessel Steel", Journal of Nuclear Materials №195 (1992), pp. 6882.

18. Miller et al. "Characterization of Phosphorus Segregation in Neutron Irradiated Pressure Vessel Steels by Atom Probe Field Ion Microscopy", of Irradiated Materials, 29 November, 1994, Boston, MA, Material Research Society, Pittsburgh, pp. 113118.

19. Auger, Pareige, Akamatsu, Blavette. "APFIM Investigation of Clustering in Neutron-Irradiated Fe-Cu Alloys and Pressure Vessel Steels"" Journal of Nuclear Materials 225 (1995) pp. 225-230.

20. Miloudi, Van Puysen, Auger, Pareige "Study of Mechanisms of Solute-Clustering inг»

21. Pressure Vessel Steels, Seventh International Symposium on Environmental Degradation of Materials in NPS Water Reactors, August 1995 Colorado, NACE International, Houston, 1995, pp. 1179-1190.

22. Characterization of Irradiated Pressure Vessel Steel": An Int. Review (3 volume), ASTM STP 1011, L.E. Steele, Ed. American Society for testing and Materials, Philadelphia, 1989, pp. 257-261.

23. Valo, at al. "Irradiation Response and Annealing Behavior of Pressure Vessel Model Steels and Iron Ternary Alloys Measured with Positron Techniques, Effect of Radiation on Materials: 15th Int. Symposium, ASTM STP 1125.

24. Valo, Bus, Ahlstrand. "Irradiation Embattlement of some 15Kh 2MFA PVS udder Varying Neutron Flounce Rates, IAEA/NEA Specialists Meeting on Irradiation Embattlement and Optimization of Annealing, September 20-22 1993, Paris, France, JAEA, Viena 1993.

25. Lopes et al. "Neutron-Irradiated Reactor Pressure Vessel Steels Jnvestigation by Positron Annihilation", Journal of Nuclear Materials 161 (1989)pp 1-12.

26. A.Trautwein, W.Gysel. Influence of Long-Time Aging of CF8 and CF8M Cast Steel at Temperatures Between 300 and 500°C on Impact Toughness and Structural Properties.: ASTM STP 756. 1982. P. 165. -189.

27. ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section XI. Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Component, 1995.

28. M-02-91. Методика определения допускаемых дефектов в металле оборудования и трубопроводов во время эксплуатации АЭС. М.: Энергоиздат. 1991.-20 с.

29. Мамаева Е.И., Бакиров М.Б., Кабелевский М.Г., Корнеев А.Е., Мазепа А.Г., Харина И.Л., Чудновский А.Д. ГНЦ РФ ЦНИИТМАШ, ВНИИАЭС, г.Москва.

30. А.Ф.Гетман. Концепция безопасности «течь перед разрушением» для сосудов и трубопроводов давления атомных станций. М.: Энергоиздат, 1999. - 258 с.

31. M.Asano, S.Hattori, I.Suzuki et al. Effect of Long-Term Thermal Aging on the Material Properties of Austenitic Stainless Steel Welded Joints: ICONE-4, ASME, 1996. V.5. p. 183-188.

32. Мамаева Е.И., Рафалович И.М., Смирнова E.K. Циклическая трещиностойкость аустенитных нержавеющих сталей для оборудования АЭУ. //Физико-химическая механика материалов. -2000. № 5. С. 7-14.

33. Малинин Н.Н. Прикладная теория пластичности и ползучести. М.: «Машиностроение». 1975. - 399 с.

34. Марковец М.П. «Определение механических свойств по твердости». Москва: Машиностроение. 1979. 191 с.

35. Булычев С.И., Алехин В.П. «Испытание материалов непрерывным вдавливанием индентора». Москва: Машиностроение. 1990. -224 с.

36. Григорович В.К. «Твердость и микротвердость металла». Москва: Издательство «Наука». 1976. -230с.

37. Клюев В.В. «Приборы для неразрушающего контроля материалов и изделий», в 2-х книгах. Москва: Машиностроение. 1986.

38. Г.Бэрк. «Справочное пособие по магнитным явлениям». Москва: Энергоатомиздат. 1991. -384 с.

39. Королев М.В., Стариков Б.П., Корпельсон А.Е. «Ультразвуковые импульсные приборы контроля прочности материалов». Москва: Машиностроение. 1987. -112 с.

40. Потапов В.В. «Исследования механических свойств металла корпусов ВВЭР в процессе эксплуатации на основе разработки безобразцовой методики контроля. Диссертация на соискание ученой степени к.т.н. Москва: ВНИИАЭС. 2001.

41. Evalution of kinetic hardness method for non-destructive material properties evaluation/ Project TACIS R2/02/95 "WER 440/V-230 Reactor Pressure Vessel integrity assessment" Final Repot in vetory № АТС 06 P00/TD/Sc/02 06/01.

42. Ishibashi, Shimoda "The Influence of Mechanical Properties of Spherical Indenters on Harduess". Bull. Jpn. Soc. Mech. Eng., Vol. 29, № 258. 1986.

43. Матюнин B.M. «Прикладная физика», № 3-4. С. 141-153.

44. Haggag «Use of Ball Indentation Testing to Measure Flow Properties and Estimate Fracture Toughness in Metallic Materials". ASTM STP 1092. 1999. Pp. -208.

45. Горкунов Э.С. «Магнитный структурно-фазовый анализ ферромагнитных сталей и сплавов (обзор). Дефектоскопия. 1991. №4. С. 24-56.

46. Михеев М.Н., Горкунов Э.С. «Магнитные методы структурного анализа и неразрушающего контроля» М.: Наука. 1993. -249 с.

47. Мельгуй М.А. «Магнитный контроль механических свойств сталей». Минск: Наука и техника. 1980. -184 с.

48. Tabor D. "The Hardness and Strength of Metals". Inst. Met. 79. 1951. Pp. 1-18.

49. Бакиров М.Б., Потапов B.B. Феноменологическая методика определения механических свойств корпусных сталей ВВЭР по диаграмме вдавливания шарового индентора. Заводская лаборатория. 2000. №12. С.35-44.

50. Murat Bakirov. Modifiziertes Hartepruf verfahren. Kontrolle.1994. №10. P.52-54.

51. Brinell J.A., Secjnd Con. Int Methods d'Essai, Paris, 1900

52. Метод измерения твердости по Бринеллю. ГОСТ 9012-59.

53. Tabor D. The Hardness of Metals. Oxford: Clarendon Press, 1951 .-304p.

54. Ишлинский А.Ю./Прикладная математика и механика, 1944, с.241

55. Marsh D.M. / Proc. Roy. Soc. 1964. V. 279. № 1378. A. p.424-440.

56. Hill R. Mathematics Theory of Plasticity Oxford: Clarendon Press, 1950, -97p.

57. Johnson K.L./Mech. Phys. Solids. 1970.V.18, №2. p. 124-137.

58. Francis H.A. У Journal of Engineereing Materials and technology. 1976, №7, p 272281

59. H.Hertz, J.Reine Angew Math., 92, 156, 1881. Reprinted in English in 1896 Hertzs Miscellaneous Papers (London, Macmillan), chap.5.71.lshibashi Т., Shimoda S./ Bull. Jpn. Soc. Mech. Eng. 1986.V.29. №258. p.4013-4019.

60. Ishibashi Т., Shimoda S./ JSME. Jnternational Journal. Ser 1. 1988. V.31.№1 p.117-125.

61. Марковец М.П., Матюнин B.M., Семин A.M. / Изв. АН СССР. МТТ. 1985. №4. С.185-187.

62. А.С. 1145273 СССР. Способ определения механических характеристик материалов / А.С. Марковец М.П., Шабанов В.М.// Открытия, изобретения.1985. №10.

63. Матюнин В.М., Борисов В.Г., Юзиков Б.А. / Дефектоскопия. 1995. №8. С.61-68.

64. Матюнин В.М / Прикладная физика. 1995. №3-4. С. 141-153.

65. Метод измерения твердости на пределе текучести вдавливанием шара, ГОСТ 22762-77

66. Марковец М.П., Дегтярев В.И., Матюнин В.М.Построение диаграмм твердости при вдавливании шара. Металл в современных энергоустановках, 1972, М. Энергия.

67. Haggag F.M., Nanstad R.K., Barski D.N., ASME PVP, v.170, pp. 101-107.

68. Бакиров М.Б.Германия. Немецкий патент No. 43 27 260.6.09 (12953).

69. Бакиров М. Б. Россия. Патент № 214395. Способ акустико-эмиссионного определения начальной пластической деформации. (20.05.2000).

70. Бакиров М. Б. Россия. Патент № 214396. Способ акустико-эмиссионного определения начальной пластической деформации. (20.05.2000).

71. Murat Bakirov, Sergei I Bulychev, Velentin P.AIekhin. Principles of kinetic indentation methodology. International Indentation Workshop 2. Cavendish Laboratory, Cambridge, UK. 15-12 July 2000. P.1-12.

72. K. Reiff, K. D. Herdt, and R. Hoffmann, Approximation of stress-strain curves by various functions, Steel Research ,Vol.57, N12, 1986, p. 658-663.

73. Амаев А.Д., Бакиров М.Б., Соколов M.A. Построение диаграммы деформирования стали марки 15Х2МФА методом непрерывного вдавливания шарового индентора. Препринт ИАЭ-4942/11, М., 1989.

74. Бакиров М.Б., Зайцев М.А., Фролов И.В. Математическое моделирование процесса вдавливания сферы в упругопластическое полупространство. -Заводская лаборатория. 2001. № 1. С.37-46.

75. Мазепа А.Г., Бакиров М.Б. Россия. Патент № 2122721. Способ определения циклической прочности металла конструкций. (27.11.1998).

76. Bakirov М. Neue deutsche Patentanmeldung 199 04 448.1 (Р14250). Ermittlung mechanischer Eigenschaften von Objektbereichen. (04.01.1999).

77. Bakirov M. Neue deutsche Patentanmeldung 199 04 414.7 (P14209). Bauteilen aus metallischen Werkstoffen. (04.01.1999).

78. Frank. Acta Met. 1953. 1. P. 15.

79. B. Bilby. Phil. Mag. 1953. 44. P. 782.

80. Л. Кауфман, M. Коэн. Термодинамика и кинетика мартенситных превращении. Успехи физики металлов, вып.4. 1961г.

81. Б. Билби, И. Христиан, Успехи физических наук, 70(3)515 (1961).

82. П.Е. Меринов. О кинетике бездиффузионной деформации металлов. Труды ЦНИИТМАШ. 1963. №81. С.5.

83. П.К. Меринов. Деформация аустенита вблизи мартенситных границ. Труды ЦНИИТМАШ. 1972. №104. С.4.

84. П.Е. Меринов. Влияние релаксационных процессов в аустените на скорость мартенситной перестройки. Труды ЦНИИТМАШ, №104. 1972. С.7.

85. J. Eshelby, Solid state Phys. 1956. 3. P. 79.

86. В.А. Дуброи / Физика металлов и металловедение. 1964. 18, 1. Р. 78.

87. Е. Folkhard. Welding metallurgy of stainless steels. Springer Verlag. 1988. Wien.

88. P. Кан. Физическое металловедение, вып.2. Фазовые превращения. Металлография. 1968.

89. G.Eichelmann, F.Hall. The effect of composition of spontaneous transformation ofaustenite to martensite in 18-8 type stainless steel. Trans. ASM. 1953. 45. P. 77104.

90. С.Д. Энтин. Образование а-фазы при пластической деформации аустенитных сплавов. В сб. "Физико-химические исследования металлов", -Машгиз, 1957.

91. Н.И. Ершов, Г.С. Кринчик. О влиянии упругих напряжении на процессы намагничивания. В сб. "Физико-химические исследования металлов", М.: Машгиз. 1953.

92. G. Baudry, A.Pineau. Influence of strain-induced martensite transformation on the low cycle fatigue behavior of a stainless sleci. / Mater. Sci. and Eng. 1977. №2. P. 229.

93. R.Tobler, et al. Interstitial carbon and nitrogen effect on the cryogenit fatigue rack growth ofAISI 304 type stainless steel. Journal of testing and evaluation JTEVA, v. 12. 1984. №6. Nov. P. 364.

94. A. Pineau, et al. Influence of strain-induced martensite transformation on fatigue crack growth rates in stainless steels. Met. Transactions, v. 5, May 1974. P. 1103.

95. G. Chanani, et al. Low cycle of a high a strength metastable austenitic steel. -Met. Transactions, v. 5, №1. 1974. P. 217.

96. D. Hennessy, et. al, Phase transformation of stainless steel during fatigue. Met. Transactions, v. 7A, March 1976. P. 415.

97. Бакиров М.Б., Рудницкий B.A., Кононенко A.M., Фролов И.В. Определение свойств вязкоупругих материалов методом динамического индентирования. -Заводская лаборатория. 2001. № 2. С.38-41.

98. Резниковский М.М., Лукомская А.И. Механические испытания каучуков и резин. -М.: Химия. 1968. 499 с.

99. Малкин А.Я., Аскадский А.А., Коврига В.В. Методы измерения механических свойств полимерных материалов. М.: Химия. 1978. - 340 с.

100. Епифанов В.П., Кудря В.П. Заводская лаборатория. 1985. №2. с.64-66.

101. Гольберг И.И. Механическое поведение полимерных материалов. М.: Химия. 1970.-190 с.

102. Михеев М.Н., Горкунов Э,С. Магнитные методы структурного анализа и неразрушающего контроля, М.: Наука. 1993. 252 с.

103. Рорр К., Blochwitz М., Brauer G. & others. "Anderung mechanischer und physikalischer Eigenschaften von Reactordruckbehalterstahl bei Neutronenbstrahlung und termischer Ausheilung", Kernenergie, v29, No. 1(1986)pp. 22-24

104. Горкунов Э.С., Ничипурук А.П., Сомова B.M., Левит В.И. О возможности контроля структурного состояния облученной корпусной стали 15Х2НМФА магнитными методами. //Дефектоскопия. 1993. №7 с.62-66.

105. Sablik M.J., Kwun Н., Burkhardt G.L., Cadena D.G. Prliminary studies of magnetic NDE techniques for identifying neutron embrittlement of pressure vessel steel. Review of Progress in Quantitative NDE, Vol. 12. (New York, 1993).

106. Devine M.K., Jiles D.C., Liaw P.K., Rishel R.D., Drinon D.S. Magnetic property changes in various structural steels due to irradiation.// Review of Progress in Quantitative NDE, Vol. 12. (New York, 1993).

107. Бакиров М.Б., Забрусков Н.Ю. Разработка методики натурного безобразцового контроля механических свойств стали корпусов водо-водяныхэнергетических реакторов (ВВЭР) с использованием магнитных методов. -Заводская лаборатория. 2000. №11. С.35-44.

108. Михеев М.Н., Горкунов Э.С. Магнитные методы структурного анализа и неразрушающего контроля. М.Наука, 1993. -250 с.

109. Костин В.Н., Царькова Т.П., Вида Г.В. Статистическое моделирование и анализ взаимосвязи химического состава и магнитных свойств конструкционных сталей после термической обработки. // Дефектоскопия. 1994. - №10. - С.88-93.

110. Горкунов Э.С., Сомова В.М., Царькова Т.П., Родионова С.С., Кузнецов И.А., Гаврилова Л.Д. Взаимосвязь коэрцитивной силы с химическим составом и микроструктурой отожженных сталей. // Дефектоскопия. 1997. - №8. - С. 31 -49.

111. Hetherington M.G., Jakubovics J.P., Szpunar J.F., Tanner B.K. High-voltage Lrentz electron microscopy studies of domain structures and magnetization process in pearlitic steels. Phil. Mag. B, 1987, 56, №5, p. 561-577.

112. Горкунов Э.С., Захаров B.A. Коэрцитиметры с приставными магнитными устройствами (Обзор)//Дефектоскопия, 1995, №8,с.69-89

113. Вида Г.В., Камардин В.М. Неразрушающий контроль вязких свойств проката. //Дефектоскопия. 1991. - №7. - С.10-21.

114. Магнитный контроль напряженно-деформированного состояния и остаточного ресурса подъемных сооружений. / Б.Е.Попов, В.Ф.Мужицкий, Г.Я.Безлюдько, Е.А.Левин //Диагностика. 1998. - №3. - С.40-44.

115. Христенко И.Н., Кривова В.В. Влияние пластической деформации на коэрцитивную силу малоуглеродистой стали // Дефектоскопия. 1984. - №6. -С.90.

116. Кулеев В.Г., Горкунов Э.С. Механизмы влияния внутренних и внешних напряжений на коэрцитивную силу ферромагнитных сталей. // Дефектоскопия. -1997,- №11. С.3-18.

117. Магнитная диагностика и остаточный ресурс подъемных сооружений. / Б.Е.Попов, B.C. Котельников, А.В.Зарудный Е.А.Левин, Г.Я.Безлюдько // Безопасность труда в промышленности. 2001. - №2. - С.44-49.

118. M.R.Govindaraju, A.Strom, D.C.Jiles, S.B.Biner Evaluation of low-cycle fatigue damage in steel structural components by a magnetic measurement technique. //

119. Review of Proogress in Quantitative NDE. Vol.12. - Ney York. - 1993. - p. 1839 -1846.

120. Акулов H.C. Дислокации и пластичность. Минск: Издательство'акадумии наук БССР.-1961.-с.110.

121. Моделирование диаграммы деформирования на основе измерения ее магнитных характеристик / Э.С.Горкунов, В.П. Федоров, А.Б.Бухвалов, И.Н.Веселов//Дефектоскопия,-1997. №4. - С. 87-95.

122. Унифицированные методики контроля основных материалов (полуфабрикатов), сварных соединений и наплавки оборудования и трубопроводов АЭУ. Магнитопорошковый контроль. ПНАЭ-Г-7-015-89. Москва: Госатомэнергонадзор. - 1990.

123. Бакиров М.Б. Методика безобразцового эксплуатационного контроля механических свойств металла корпусов ядерных реакторов. Теплоэнергетика. 2001. №1. С.29-34.

124. Sipahi L.B., Devine М.К., Jiles D.C., Palmer D.D. Barkhausen emission technique for evaluation shot peening quality in high strength steels Review of Progress in Quantitative NDE, Vol. 12. (New York, 1993).

125. Гришаков С.В., Ковалев А.И., Гуменюк В.А., Чаусов Н.Г., Капитоненко Г.Н. Определение напряжений методом эффекта Баркгаузена. // Пробл. прочности. -1989. №2 с. 17-22.

126. Michael К. Devine The Magnetic Detection of Material Properties // JOM. 1992. -44, № 10 pp. 24-30

127. Ломаев Г.В. Метод магнитных шумов в неразрушающем контроле ферромагнетиков. //Дефектоскопия, 1977, №4,с.75-94.

128. Кулеев В.Г., Щербинин В.Е., Жаков С.В., Субботин Ю.С., Меньшиков Н.М. Влияние физических различий между эффектом Баркгаузена и акустической эмиссией Баркгаузена на их применение в неразрушающем контроле. // Дефектоскопия. 1986. №9 с.3-17.

129. Бакиров М.Б. Патент № 1772682. Твердомер. (24.05.1993).

130. Бакиров М.Б., Гетман А.Ф., Грибов Б.И. Патент № 1769073. Твердомер. (07.05.1993).

131. Bakirov М. Neue deutsche Patentanmeldung 199 04 426.0 (Р14208). Verfahren zur zerstorungsfreien Ermittlung von mechanischen Werkstoffeigenschaften an Bauteilen beliebiger Werkstoffen. (04.02.1999).

132. Бакиров М.Б. Авторское свидетельство № 1814048A1. Устройство для измерения твердости материалов. (11.10.1992).

133. Bakirov М. United States Patent № 5.062.293. Apparatus for measuring hardness of materials. (05.11.1991).

134. Бакиров М.Б., Мазепа А.Г. Россия. Патент № 2122719. Способ определения начальной пластической деформации при вдавливании индентора (варианты). (27.11.1998).

135. Гетман А.Ф., Бакиров М.Б. Неразрушающий контроль механических свойств металла корпуса реактора типа ВВЭР в процессе восстановительного отжига. -Совершенствование уровня эксплуатации АЭС.-М., 1989.-С. 145-149.

136. Bakirov М.В. Remote automatic hardness GAUGE and method of determining kinetic hardness. International meeting of Atomic energy agency, Finland 1995. -Book IWG-LMNPP-95/5, V.ll.

137. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск: ОКБ Гидропресс. 2001. -17с.

138. Абагян.А.А., Бакиров М.Б., Камышников О.Г. и др. Опыт проведения работ по продлению срока службы атомных станций первого поколения. Тяжелое машиностроение. 2001. № 8. С.2-5.

139. Авдеев В.И., Бакиров М.Б., Есьман В.И., Казновский С.П. Анализ вибронагруженности главного циркуляционного контура 3 блока Нововоронежской АЭС. Тяжелое машиностроение. 2001. № 10. С.12-14.

140. Острейковский В.А. "Старение и прогнозирование ресурса оборудования атомных станций». Москва: Энергоатомиздат. 1994. -288 с.

141. Akiayma М. "Ageing Research Programmer for Plant Life Assessment". International Ageing Symposium. 1988. Bethesda. Maryland. USA.

142. Chadha, Pachner. "Canadian Programs on Understanding and Managing Ageing Degradation of Nuclear Power Plant Components. Canadian Nucbar Soc. Conf. Ottawa. Canada. 1998.

143. Антикайн П.А. «Продление срока службы оборудования и трубопроводов АЭС». Атомная техника за рубежом. № 1. 1995. С. 3-6.

144. Антикайн П.А. «Обеспечение надежной эксплуатации котлов, сосудов и трубопроводов после исчерпания срока службы». Теплотехника. №12. 1996.С.2-7.

145. Савченко В.А. «Некоторые концептуальные вопросы управления сроком службы Российских энергоблоков АЭС». Теплоэнергетика. №5. 2000.

146. Савченко В.А. «Управление сроком службы российских АЭС». Теплотехника. №1. 2000. С. 10-14.

147. Rosen "Power Plant Diagnostics G On-Line". Mechanical Engineering. December 1989. ASMF. New York. USA.

148. Kozlosky at al, "Technology for Modernizing NPP Information Systems by Integration Monitoring and Diagnostic Systems" Interatom Meeting. Novovoronezh. October 2000.

149. Энтин С.Д., Сиголаев С.Я. Труды ИФМ, вып. 21. Свердловск, 1957, 273.

150. Мельгуй М.А. Магнитный контроль механических свойств сталей. Минск: Наука и техника, 1980. - 184с.

151. Мельгуй М.А., Шидловская Э.А., Пиунов В.Д., Теренко В.Г. О возможности магнитного контроля механических свойств листовой нержавеющей холоднокатаной стали 08X18Т1. II заводская лаборатория. 1989. - 55, №10. -С.29-32.