авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Особенности эволюции структуры и свойств материалов корпусов реакторов ввэр-

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи

Мальцев Дмитрий Андреевич ОСОБЕННОСТИ ЭВОЛЮЦИИ СТРУКТУРЫ И СВОЙСТВ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПРИ ПРОЕКТНОМ И ЗАПРОЕКТНОМ СРОКЕ СЛУЖБЫ Специальность 05.14.03- Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва, 2013

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» Евгения Анатольевна Кулешова

Научный консультант:

доктор технических наук, главный научный сотрудник ИРМТ НИЦ «Курчатовский институт» Калин Борис Александрович,

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических, профессор, заведующий кафедрой Физических проблем материаловедения НИЯУ МИФИ Никулин Сергей Анатольевич, доктор технических наук, профессор, заведующий кафедрой Металловедения и физики прочности НИТУ МИСиС ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Ведущая организация:

Защита диссертации состоится «….» …… 2013 г. в … ч. …. мин. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ “Курчатовский институт” Автореферат разослан «» 2013 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы 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. Для наиболее проблемных с точки зрения химического состава корпусов реакторов (КР) для продления срока службы запланировано проведение компенсирующих мероприятий – восстановительного отжига.

Однако для ряда корпусов возможно обоснование продление срока службы без использования процедуры восстановительного отжига, а задача по продлению срока эксплуатации сводится к обоснованию требуемого уровня свойств материалов конкретного КР на запроектный период.

При прогнозировании свойств материалов КР на запроектный период обязательным и необходимым этапом является проведение структурных исследований, что позволяет не только выявить механизмы, ответственные за деградацию свойств отдельных элементов корпуса на разных этапах эксплуатации, но и существенно повысить надежность прогнозируемых свойств.

Так, 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 корпуса реакторов в процессе эксплуатации.

При прогнозировании свойств облучаемых элементов КР 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 ускоренно облученных материалов необходимо четко понимать механизмы, ответственные за деградацию свойств материалов КР при облучении высоким флаксом до различных флюенсов.

Вс 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 КР ВВЭР-1000, в состояниях, необходимых для их аттестации до 60 лет.

Цель работы Целью работы являются исследования особенностей структуры и их связь со свойствами материалов КР ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы.

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 эксплуатации;

• для 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 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 (химического состава, флюенса 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;

Степень обоснованности и достоверности полученных научных результатов Сформулированные в диссертационном исследовании положения, выводы и рекомендации обоснованы большой базой полученных экспериментальных результатов комплексных структурных исследований высокоразрешающими аналитическими методами исследования материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, подтвержденные результатами механических испытаний.

Основные положения и результаты, 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 температурах;

оценка вклада зернограничных сегрегаций примесей в изменение свойств материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах;

оценка 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.

Личный вклад автора Автор принимал активное участие в постановке экспериментальных исследований, в выборе методов их решения и в анализе полученных результатов.

Автором выполнены фрактографические и структурные исследования образцов сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000 в исходном состоянии, после длительных термических выдержек при рабочей температуре корпуса реактора, после облучения в составе образцов-свидетелей ВВЭР-1000 и ускоренного облучения в исследовательском реакторе, осуществлен анализ полученных экспериментальных данных.

Автором проведены исследования методами ТЭМ и СЭМ фазовых превращений в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержек и облучения.

Автор принимал активное участие в анализе и обсуждении результатов ТЭМ и оже-спектроскопических исследований.

Автором проведен анализ результатов структурных исследований и выявлена корреляция с результатами механических испытаний, определены механизмы ответственных за изменение свойств в процессе длительных термических выдержек при рабочей температуре корпуса реактора, механизмы, ответственные за эффект флакса, получена картина структурно фазового состояния сталей корпусов ВВЭР-1000 после облучения до запроектных флюенсов.

Структура и объем диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка литературы из 126 наименований, содержит 156 страниц, 15 таблиц и рисунков.

Апробация работы Основные результаты диссертации опубликованы в 20 статьях и докладах, среди которых 9 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК. Материалы докладывались и обсуждались на 15 международных и всероссийских конференциях. По результатам работы оформлены 1 ноу-хау.

Публикации Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении отражена актуальность темы диссертации, поставлена цель работы, сформулированы задачи для достижения поставленной цели, научная новизна и практическая значимость, а также основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе «Трансформация структуры и деградация свойств материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 под воздействием эксплуатационных факторов (литературный обзор)» В данном разделе представлена общая характеристика материалов КР ВВЭР-1000 и их склонность к хрупкому разрушению под действием эксплуатационных факторов.

Охрупчивание материалов КР ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации может быть обусловлено действием упрочняющих и неупрочняющих механизмов.

Действие упрочняющих механизмов связано с увеличением предела текучести материалов в процессе эксплуатации, что может быть обусловлено образованием радиационно-индуцированных элементов наноструктуры под облучением (радиационно-индуцированных преципитатов и радиационных дефектов - дислокационных петель) или протеканием в сталях КР ВВЭР- различных фазовых превращений. К неупрочняющим механизмам относится обратимая отпускная хрупкость (образование сегрегаций примесей по границам зерен и межфазным границам).

Анализ литературных данных показывает, что сдвиг критической температуры хрупкости в сталях КР ВВЭР-1000 может быть обусловлен:

длительными термическими выдержек при рабочих температурах КР:

o Явлением обратимой отпускной хрупкости. При этом вклад сегрегационных процессов становится особенно значимым при больших временах термических выдержек (более 100 тыс. ч) и зависит от содержания никеля в стали. В этой связи материалы сварных швов КР ВВЭР-1000, характеризующиеся повышенным по сравнения с ОМ содержанием никеля (1,5-1,9 масс.%), в большей степени склонны к термическому охрупчиванию, чем материалы ОМ КР ВВЭР-1000, в которых содержание никеля составляет 1,0-1,3 масс.%.

o Протеканием различных фазовых превращений. Влияние фазовых превращений на деградацию свойств материалов КР может быть обусловлено выделением и коагуляцией карбидный фаз в различных временных диапазонах, а также возможным выделением других фаз.

Необходимо отметить, что опубликованные в настоящее время литературные данные по влиянию фазовых превращений на механические свойства сталей КР ВВЭР-1000 в процессе длительных термических выдержек при рабочих температурах КР противоречивы, что потребовало уточнения этих данных.

Под воздействием нейтронного облучения:

o длительными термическими выдержек при рабочих температурах КР (явлением обратимой отпускной хрупкости и гипотетическим протеканием возможных фазовых превращений).

o Образованием радиационно-индуцированных элементов структуры – радиационных дефектов и радиационно-индуцированных преципитатов на основе никеля, марганца и кремния.

Необходимо отметить, что темп радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР существенно зависит от условий облучения (эффект флакса). Для материалов КР ВВЭР-440 наиболее распространенной к настоящему времени является модель, связывающая эффект флакса с содержанием меди – основного элемента, входящего в состав радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-440. Для материалов КР ВВЭР- влияние плотности потока быстрых нейтронов на темп радиационного охрупчивания до конца не изучено. Однако механизмы эффекта флакса для сталей КР ВВЭР-1000 к настоящему времени детально не определены, что затрудняет применение результатов ускоренного облучения для прогнозирования свойств сталей КР ВВЭР-1000 при запроектном сроке службы.





Таким образом, анализ литературных источников показывает, что механизмы и структурные аспекты, ответственные за деградацию свойств материалов облучаемых и необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 при проектном и запроектном сроке службы на данный момент времени детально не определены. Именно на выявление механизмов, ответственных за деградацию свойств облучаемых и необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000, и оценку их вклада при проектном и запроектном сроке службы направлена данная работа.

Во второй главе «Материалы и методы исследования структуры» приведен химический состав исследованных материалов и описание методик исследований, использованных в работе.

Исследованы материалы тепловых и лучевых комплектов образцов свидетелей (ОС) КР ВВЭР-1000 с различными временами термических выдержек, а также материалы КР ВВЭР-1000, ускоренно облученные в исследовательском реакторе ИР-8. Химический состав исследованных материалов представлен в таблице 1.

Таблица 1 – Химический состав исследованных материалов Химический состав, вес.% Материал C Ni P Cu S Mn Si Cr Mo V МШ Бал АЭС-1 0,06 1,89 0,011 0,03 0,019 0,99 0,33 1,74 0,67 0, МШ Кал АЭС-1 0,07 1,73 0,008 0,03 0,012 0,98 0,30 1,72 0,63 0. МШ Кал АЭС-2 0,07 1,61 0,009 0,06 0,013 0,81 0,33 1,78 0,58 0. МШ Бал АЭС-3 0,07 1,54 0,008 0,06 0,012 0,76 0,30 1,75 0,62 0, МШ Хм АЭС-1 0,07 1,82 0,008 0,03 0,009 0,91 0,26 1,83 0,61 0. МШ НВ АЭС-5 0,07 1,22 0,015 0,04 0,012 0,72 0,30 1,62 0,61 0, МШ Ров АЭС-3 0,07 1,56 0,011 0,02 0,012 0,76 0,36 1,78 0,60 0, МШ Кал АЭС-3 0,07 1,34 0,006 0,03 0,08 0,89 0,35 1,87 0,59 0, МШ Бал АЭС-2 0,06 1,53 0,010 0,05 0,012 0,83 0,33 1,76 0,60 0, ОМ Кал АЭС-1 0,15 1,20 0,007 0,05 0,015 0,44 0,26 1,82 0,56 0, ОМ Кал АЭС-2 0,16 1,19 0,007 0,10 0,0012 0,39 0,26 1,98 0,49 0, ОМ Бал АЭС-1 0,14 1,00 0,009 0,04 0,010 0,41 0,20 1,76 0,48 0, Исследования структуры материалов КР ВВЭР-1000 в различных состояниях проводили следующими методами:

Фрактографические исследования методами растровой электронной микроскопии (РЭМ) для выявления возможных фазовых превращений и участков хрупкого межзеренного разрушения. Определение доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, позволяет экспрессно оценить степень развития сегрегационных процессов в стали.

Для корректной сравнительной оценки доли хрупкого межзеренного разрушения в сталях КР ВВЭР-1000 разработаны методика и Ноу-хау № 34/2009 от 23.09.2009 г. «Методика проведения фрактографических исследований сталей корпусов реакторов ВВЭР с целью определения степени развития сегрегационных процессов в условиях высоких температур и облучения».

Исследования методами трансмиссионной электронной микроскопии (ТЭМ) для выявления радиационно-индуцированных элементов структуры (определения плотностей и размеров радиационных дефектов дислокационных петель и радиационно-индуцированных преципитатов), а также определения типа кристаллической решетки фазовых выделений.

Исследования методами оже-электронной спектроскопии (ОЭС) для количественного определения уровня зернограничных сегрегаций примесей (прежде всего, фосфора).

В третьей главе «Исследования кинетики теплового охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 при длительных термических выдержках при рабочих температурах корпуса реактора» проведены структурные исследования тепловых комплектов материалов образцов-свидетелей ВВЭР 1000 (с времени выдержки до ~ 140 000 ч) для выявления упрочняющих и неупрочняющих механизмов, ответственных за сдвиг критической температуры хрупкости необлучаемых элементов корпуса реактора.

Действие упрочняющего механизма начинается с влияния размера зерна на сдвиг предела текучести и, соответственно, на критическую температуру хрупкости уже в исходном состоянии. В работе экспериментально показано значительное снижение критической температуры хрупкости сталей КР ВВЭР-1000 при уменьшении размера зерна (рисунок 1), что согласуется с имеющимися в литературе данными.

Рисунок 1 – Зависимость критической температуры хрупкости от логарифма размера зерна. d0=1 мкм.

Установлено, что сдвиг критической температуры хрупкости образцов стали с искусственно созданными термообработкой размерами зерен, отличающимися на порядок, достигает 24°C при увеличении размера зерна от 35 до 350 мкм. Такой сдвиг критической температуры хрупкости является значимым, поэтому при сравнении результатов испытаний образцов сталей КР ВВЭР-1000 в различных состояниях следует учитывать влияние размера зерна на предел текучести и критическую температуру хрупкости.

Для уточнения влияния фазовых превращений в образцах-свидетелях термокомплектов различной выгрузки на охрупчивания сталей КР ВВЭР 1000 были проведены исследования, которые показали, что в образцах ОМ и МШ КР в исходном состоянии и после термических выдержек, наряду с -Fe, присутствуют следующие фазы (рисунки 2-3):

В металле сварного шва обнаружены карбиды трех типов:

Me23С6 на основе хрома, которые имеют состав (Cr,Mo)23С6 с o переменным содержанием молибдена и небольшими добавками железа и марганца, имеют объемно-центрированную кристаллическую решетку.

Карбиды типа – Me4С2,5 на основе молибдена имеют состав o Mo3CrC2,5 с добавками железа, никеля, марганца и кремния и имеют гексагональную кристаллическую решетку.

Карбиды на основе молибдена состава Mo3,08Cr0,92C2,5 имеют o гексагональную кристаллическую решетку, существенно меньшие размеры и большую плотность по сравнению с карбидами типа (Cr,Mo)23C6.

В образцах основного металла обнаружены выделения двух типов:

o Карбиды типа Me23C6, имеющие состав (Cr,V)23C6 с переменным содержанием ванадия и небольшими добавками железа, молибдена и марганца и объемно-центрированную кристаллическую решетку.

o Карбонитриды V(C,N), имеющие объемно-центрированную кристаллическую решетку.

В таблице 2 представлены результаты измерений плотности и размеров фазовых выделений в материалах ОМ и МШ КР ВВЭР-1000 в исходном состоянии и после длительных термических выдержек при рабочих температурах КР.

Таблица 2 - Плотность и размеры фазовых выделений в ОМ и МШ образцов свидетелей температурных комплектов ВВЭР- Карбонитриды Мелкие карбиды Крупные карбиды Время Карбиды Cr23C Мо3CrC2,5 Мо3CrC2, изотермии- V(C,N) ческой Средний Плотность Средний Плотность Средний Плотность Средний Плотность выдержки, размер, ·1021, размер, ·1021, размер, ·1019, размер, ·1019, ч нм м нм м нм м-3 нм м- -3 - ОМ Калининская АЭС, блок исходное 12-14 3,8±1,0 4,0±0, - - 90-110 - 3,9±0,7 3,8±0, 11496 12-14 - - 90-110 - 4,2±0, 19512 12-14 4,1±0,5 - - 80-100 - 3,9±0,8 3,9±0, 27048 10-12 - - 90-110 - ОМ Балаковская АЭС, блок исходное 19-21 4,3±1,3 - - 80-100 4,8±0,7 - 36048 20-22 4,0±0,8 - - 80-100 4,3±0,6 - 89400 20-22 4,2±0,5 - - 70-90 4,9±0,6 - 136896 22-24 4,3±0,8 - - 80-100 4,7±0,8 - МШ Калининская АЭС, блок исходное 0,9±0,1 1,7±0,3 1,2±0, - - 18-20 60-80 60- - 67032 20-22 1,1±0,1 60-80 1,6±0,3 70-90 0,9±0, 1,0±0,1 1,8±0,3 1,0±0, 136656 - - 22-24 60-80 70- МШ Балаковская АЭС, блок исходное - - 20-22 1,0±0,2 60-80 1,5±0,3 60-80 1,1±0, - 36048 20-22 1,2±0,1 80-100 1,7±0,3 60-80 0,9±0, - 89400 22-24 1,1±0,2 80-100 1,4±0,3 60-80 1,2±0, - 136896 20-22 1,3±0,2 80-100 1,8±0,3 60-80 1,3±0, Анализ таблицы 2 показывает, что во всех исследованных состояниях состав карбидов и карбонитридов практически одинаковый с учетом возможной разницы в химическом составе образцов, вырезанных из различных мест выбранного для исследования слоя. По мере увеличения длительности термической выдержки не наблюдается существенного изменения в размерах и плотности карбидных и карбонитридных фаз. При этом микротвердость исследованных образцов после различных изотермических выдержек также не изменяется, т.е. не происходит дополнительного доотпуска бейнита, полученного после штатной термообработки (рисунок 2).

Таким образом, экспериментально показано, что предпосылки для изменения прочностных характеристик ОМ и МШ, обусловленные изменением фазового состава исследованных образцов-свидетелей из термокомплектов при выдержке в интервале температур 300-320оС длительностью до ~ 140 000 часов, отсутствуют.

Рисунок 2 - Микротвердость образцов-свидетелей ОМ и МШ температурных комплектов.

Для оценки вклада неупрочняющего механизма в охрупчивание сталей КР ВВЭР-1000 в работе проведены фрактографические исследования, которые, наряду с анализом накопленной в НИЦ Курчатовский институт базой данных фрактографических исследований, показали, что существует зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, от длительности термической выдержки и содержания никеля в стали (рисунок 3).

а б Рисунок 3 – Хрупкое межзеренное разрушение (а) и зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения образцов Шарпи материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 от содержания никеля и продолжительности изотермической выдержки (б).

Из рисунка 3 видно, что процесс образования сегрегаций примесей (прежде всего фосфора) не прекращается на протяжении всего периода эксплуатации и зависит от содержания никеля в стали. Увеличение содержания никеля в стали способствует интенсификации процессов образования сегрегаций уже в исходном состоянии при медленном охлаждении после штатной термической обработки. Материалы сварных швов КР ВВЭР-1000 с содержанием никеля более 1,5 масс.% характеризуются большей по сравнению с ОМ долей хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов, испытанных на ударный изгиб, и, как следствие, большей склонностью к тепловому охрупчиванию. Темп образования сегрегаций постепенно замедляется.

Установлена корреляция между долей хрупкого межзеренного разрушения и сдвигом критической температуры хрупкости для образцов свидетелей МШ ВВЭР-1000 тепловых комплектов различной выгрузки.

Коэффициент составил 0,8, что является значимой и высокой величиной.

Зависимость сдвига критической температуры хрупкости от доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шарпи материалов тепловых комплектов МШ представлена на рисунке 4.

Необходимо отметить, что при построении зависимостей, представленных на рисунках 3-4, для исключения влияния размера зерна отбирались образцы с одинаковым размером зерен (100-150мкм), испытанные в температурном интервале максимального проявления хрупкого межзеренного разрушения.

Рисунок 4 – Зависимость сдвига критической температуры хрупкости от доли хрупкого межзеренного разрушения.

Данные фрактографических исследований доли хрупкого межзеренного разрушения коррелируют с количественными измерениями концентрации фосфора на границах зерен, и подтверждаются полученными по результатам ожэ-спектроскопических исследований1 (рисунок 5).

Рисунок 5 - Концентрация фосфора на поверхностях межзеренного разрушения образцов МШ Калининской АЭС блок 2 в исходном состоянии и после термических выдержек при рабочей температуре КР.

Как было показано выше, структурные предпосылки для изменения прочностных характеристик исследованных образцов ОМ и МШ в интервале температур 300-320оС до ~ 140 000 часов отсутствуют. Поэтому наблюдаемое изменение предела текучести2 (рисунки 6-7) может быть обусловлено разбросом свойств, вследствие неоднородности химического состава и термической обработки образцов, вырезанных из разных слоев.

Единственным механизмом, ответственным за сдвиг критической температуры хрупкости необлучаемых элементов КР ВВЭР-1000 является образование сегрегаций примесей (прежде всего, фосфора) по границам зерен.

б – изменение критической а – изменение предела текучести температуры хрупкости Рисунок 6(а,б) – Изменение механических свойств для образцов-свидетелей ОМ тепловых комплектов ВВЭР-1000.

Здесь и далее результаты оже-спектроскопических исследований получены совместно с к.ф.-м.н О.О.Забусовым и М.А.Салтыковым Здесь и далее результаты механических испытаний получены сотрудниками ИРМТ НИЦ «Курчатовский институт» под руководством Д.А. Журко б – изменение критической а – изменение предела текучести температуры хрупкости Рисунок 7(а,б) – Изменение механических свойств для образцов-свидетелей МШ тепловых комплектов ВВЭР-1000.

В четвертой главе «Микроструктурные исследования материалов, облученных в различных условиях, для выявления структурных предпосылок эффекта флакса» проведены сравнительные структурные исследования сталей КР ВВЭР-1000, облученных в составе образцов свидетелей и ускоренно (при плотностях потока в 20-200 раз больше) в исследовательском реакторе ИР-8.

Сравнительные исследования вклада теплового воздействия в общее охрупчивание материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, показали, что доля хрупкого межзеренного разрушения при ускоренном облучении МШ с учетом разброса значений, обусловленным различиями в химическом составе и зеренной структуре, существенно ниже, чем в случае облучения в составе образцов-свидетелей (рисунок 8). При этом при ускоренном облучении МШ в интервале флюенсов быстрых нейтронов (28-68)х1022 м-2 не наблюдается дозовой зависимости доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах образцов Шарпи.

а - МШ б - ОМ Рисунок 8 (а, б) – Зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения в изломах исследованных образцов, облученных в различных условиях, от флюенса быстрых нейтронов.

Для образцов ОМ (с содержанием никеля 1,0-1,3 масс.%) доля хрупкого межзеренного разрушения не превышает 10% во всем исследованном интервале флюенсов быстрых нейтронов. При этом наблюдается некоторая разница в долях хрупкого межзеренного разрушения в образцах ОМ, облученных в составе образцов-свидетелей (открытые символы), и ускоренно облученных образцах (закрытые символы). В первом случае доля хрупкого межзеренного разрушения в изломах некоторых образцов несколько выше (для ОМ-1).

Для подтверждения результатов структурных исследований теплового охрупчивания материалов, облученных в исследовательском реакторе ИР-8 в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, проведены дополнительные структурные исследования архивных материалов ОМ и МШ КР ВВЭР-1000 после термических выдержек до 10 000 ч при температуре 290°С, что соответствует температурно-временным параметрам ускоренного облучения в реакторе ИР-8. Исследования показали3 отсутствие изменений в доле хрупкого межзеренного разрушения при отсутствии фазовых превращений и изменений микротвердости, что не должно приводить к изменению свойств материалов КР ВВЭР-1000 за счет только термических выдержек при 290°С до 10000 ч. Результаты структурных исследований подтверждены отсутствием изменений механических характеристик.

Необходимо отметить, что температура 290°С соответствует температуре эксплуатации облучаемых элементов КР ВВЭР-1000, поэтому проведенные структурные исследования образцов архивных ОМ и МШ ВВЭР-1000 после термических выдержек до 10000 ч при 290°С свидетельствуют об отсутствии фазовых превращений и изменений уровня зернограничных сегрегаций, вследствие температурного старения, в материалах облучаемых элементов КР ВВЭР-1000 на ранних стадиях эксплуатации.

Результаты фрактографических исследований подтверждаются исследованиями методами оже-электронной спектроскопии (рисунок 9).

Из рисунка 9 видно, что изменение максимума частотного распределения зернограничной концентрации фосфора в МШ 1 блока Балаковской АЭС под действием облучения в составе ОС составило ~ 5% покрытия монослоем, а под действием ускоренного облучения в ИР-8– 2%. Это различие значимо превышает погрешность измерения, что является прямым экспериментальным подтверждением наличия эффекта флакса, приводящего к тому, что при длительном облучении уровень зернограничной сегрегации фосфора превышает величину, получаемую при ускоренном облучении.

Различие в положениях максимумов для исходного состояния и после Структурные исследования сталей корпусов реакторов ВВЭР-1000, подвергнутых изотермической выдержке в течение 1000-6000 часов при 290°С. Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, Д.Ю. Ерак, Д.А. Журко, В.Б. Папина в материалах «12 международной конференции Проблемы материаловеления при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» г.

Санкт-Петербург 5-8 июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей.

ускоренного облучения при отсутствии изменений в доли хрупкого межзеренного разрушения в процессе термических выдержек до 10000 ч при 290° может свидетельствовать о наличии радиационно-стимулированной диффузии для данного материала.

Рисунок 9 - Концентрация фосфора на поверхностях межзеренного разрушения МШ 1-го блока Балаковской АЭС после облучения до одинакового флюенса в составе ОС и в реакторе ИР-8.

Наличие радиационно-стимулированной диффузии для широкого круга материалов экспериментально можно наблюдать, сравнивая долю хрупкого межзеренного разрушения для материалов тепловых и лучевых комплектов (рисунок 10).

Рисунок 10 – Зависимость доли хрупкого межзеренного разрушения сталей КР ВВЭР-1000 от химического состава, времени термической выдержки и флюенса быстрых нейтронов.

Анализ зависимостей на рисунке 10 показывает, что вклад радиационной составляющей растет с увеличением флюенса быстрых нейтронов. При этом необходимо отметить, что большая доля хрупкого межзеренного разрушения в облученных образцах по сравнению с образцами тепловых комплектов может быть обусловлена наряду с радиационно-стимулированной диффузией упрочнением тела зерна при облучении, что увеличивает вероятность прохождения трещины по границе.

Как отмечалось ранее, упрочнение материалов под действием нейтронного облучения обусловлено образованием радиационно индуцированных элементов структуры – радиационных дефектов (дислокационных петель) и радиационно-индуцированных преципитатов. В таблице 3 представлены результаты исследований радиационно индуцированных элементов структуры материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов. Для подтверждения результатов структурных исследований проведены измерения твердости материалов после облучения в составе ОС и ускоренно в ИР-8 (рисунок 11).

Таблица 3 – Результаты измерений плотности и размеров радиационно индуцированных выделений в сталях КР ВВЭР- Состояние, Nпетель, d петель, Nпрец, d прец, 22 -2 21 - 1023 м- Флюенс (F), 10 м 10 м нм нм МШ Калининская АЭС, блок 2, Ni – 1, Облучение в составе ОС: F=43,7;

3-4 3-5 1- 2,5±0, Облучение ИР-8: F= 48,4;

3-4 3-5 1- 1,4±0, МШ Хмельницкая АЭС, блок 1, Ni – 1, Облучение в составе ОС: F=42,2;

3-4 3-5 1- 2,7±0, Облучение ИР-8: F=45,1;

3-4 3-5 1- 1,7±0, МШ Балаковская АЭС, блок 1, Ni – 1, Облучение в составе ОС: F=30,9;

2-3 3-5 1- 1,8±0, Облучение ИР-8: F=28,5;

2-3 3-5 1- 1,4±0, ОМ Калининская АЭС, блок 1, Ni – 1, Облучение в составе ОС: F=45,9;

3-4 3-5 1- 1,1±0, Облучение ИР-8: F=47,8;

3-4 3-5 1- 1,0±0, Рисунок 11 – Твердость материалов КР ВВЭР-1000, облученных в составе ОС и ускоренно в реакторе ИР-8.

Анализ таблицы 3 и рисунка 11 показывает, что при одинаковых размерах радиационно-индуцированных преципитатов наблюдается некоторые различия в их плотности, при сравнительном анализе структуры МШ после ускоренного облучения и облучения в составе образцов свидетелей. Значения плотности радиационно-индуцированных преципитатов и твердости в образцах МШ, облученных в составе ОС (открытые символы), несколько выше, что может свидетельствовать о вкладе упрочняющего механизма в эффект флакса, наблюдаемый в МШ. Для образцов ОМ различия в плотности радиационно-индуцированных преципитатов при облучении в составе ОС и в реакторе ИР-8 не обнаружены.

Таким образом, проведенные комплексные структурные исследования материалов, облученных в условиях различной плотности потока быстрых нейтронов, показали наличие структурных предпосылок для эффекта флакса при ускоренном облучении образцов МШ КР ВВЭР-1000, обусловленного, прежде всего, различиями в кинетике накопления зернограничных сегрегаций при разных скоростях облучения, а также вкладом радиационного упрочнения. Для ОМ ВВЭР-1000 не выявлено значимого эффекта флакса для образцов, облученных с разницей в плотности потока быстрых нейтронов до 200 раз.

Результаты структурных исследований подтверждаются измерениями механических характеристик (рисунки 12-13).

б - изменение критической б - изменение предела текучести температуры хрупкости Рисунок 12(а,б) – Изменение механических свойств МШ КР ВВЭР- облученных в условиях разных флаксов.

б - изменение критической б - изменение предела текучести температуры хрупкости Рисунок 13(а,б) – Изменение механических свойств ОМ КР ВВЭР- облученных в условиях разных флаксов.

Из рисунков 12-13 видно, что для ОМ отсутствует разница в сдвигах критической температуры хрупкости и предела текучести при облучении в условиях разных флаксов. Для МШ сдвиги критической температуры хрупкости при облучении в составе ОС существенно выше, чем при ускоренном облучении, что обусловлено, прежде всего, различиями в кинетике теплового охрупчивания. Наблюдаемая некоторая разница в изменении предела текучести связана с различиями в кинетике накопления радиационно-индуцированных преципитатов.

В пятой главе «Оценка вклада упрочняющих и неупрочняющих механизмов в радиационное охрупчивание материалов корпусов ВВЭР 1000 при облучении до запроектных флюенсов» проведены структурные исследования сталей КР ВВЭР-1000, облученных ускоренно в исследовательском реакторе ИР-8 до запроектных флюенсов. Облучению подвергались материалы ОМ и МШ ВВЭР-1000 тепловых комплектов ОС с временами термических выдержек более 100 тыс. ч.

Результаты фрактографических исследований сталей КР ВВЭР- после ускоренного облучения в реакторе ИР-8 до запроектных флюенсов представлены на рисунке 14.

а – для МШ б – для ОМ Рисунок 14(а,б) – Изменение доли хрупкого межзеренного разрушения при ускоренных облучениях сталей КР ВВЭР-1000 до запроектных флюенсов.

Из рисунка 14 видно, что ускоренное облучение до запроектных флюенсов ОМ и МШ тепловых комплектов КР ВВЭР-1000 не приводит к изменению доли хрупкого межзеренного разрушения по сравнению с исходным состоянием. При этом необходимо отметить, что сдвиги предела текучести при ускоренном облучении до флюенсов, соответствующих времени эксплуатации в 60 лет, достигали 150 МПа. Отсутствие значимых изменений в доле хрупкого межзеренного разрушения в ускоренно облученных сталях, предварительно длительно выдержанных при рабочей температуре корпуса реактора, даже при столь высоком флюенсе быстрых нейтронов и упрочнении свидетельствует о том, что за относительно короткое время облучения не успевают образоваться дополнительно зернограничные сегрегации фосфора, а более высокая доля зернограничного разрушения в материалах лучевых комплектов по сравнению с ускоренно облученными тепловыми комплектами (рисунок 10) обусловлена исключительно радиационно-стимулированной диффузией.

Исследования радиационно-индуцированных элементов структуры (рисунок 15) показали, что плотность радиационно-индуцированных преципитатов монотонно растет с увеличением флюенса быстрых нейтронов и коррелирует с содержанием никеля в стали – основного элемента, входящего в состав преципитатов. Таким образом, кинетика накопления радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-1000 при облучении до запроектных флюенсов (~80х1022 м-2) принципиально отличается от кинетики накопления преципитатов в сталях КР ВВЭР-440, где в связи с исчерпанием матричного содержания меди образование преципитатов практически прекращалось уже при флюенсах 20х1022 м-2.

Рисунок 15 – Изменение плотности радиационно-индуцированных преципитатов в сталях КР ВВЭР-1000 при ускоренных облучениях до запроектных флюенсов.

На рисунке 16 представлены результаты механических испытаний ОС тепловых комплектов ВВЭР-1000, ускоренно облученных до запроектных флюенсов, соответствующих 60 и более годам эксплуатации корпуса реактора.

Рисунок 16 – Изменение критической температуры хрупкости в сталях КР ВВЭР-1000 при ускоренном облучении тепловых комплектов ОС до запроектных флюенсов.

Из рисунка 16 видно, что сдвиги критической температуры хрупкости при ускоренном облучении до запроектных флюенсов для МШ КР ВВЭР 1000 значительно больше, чем для ОМ, что связано, главным образом, с более высоким уровнем сегрегаций в тепловых комплектах МШ по сравнению с ОМ и добавкой, обусловленной большей плотностью радиационно-индуцированных преципитатов в МШ.

Таким образом, экспериментально получены характеристики структурного состояния сталей КР ВВЭР-1000, обуславливающие изменение механических свойств при облучении до запроектных флюенсов.

Выводы 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 140 000 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 радиационно-стимулированной диффузии;

экспериментально получены характеристики структурного состояния, обусловливающие изменение механических свойств при облучении до запроектных флюенсов.

Основные публикации по теме диссертации:

Публикации в изданиях, рекомендованных ВАК России:

Радиационно-индуцированные структурные эффекты, 1.

наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, О.О. Забусова, С.В.

Федотовой, К.Е. Приходько, А.С. Фролова, Д.А. Мальцева, М.А. Салтыкова.

Известия вузов. Ядерная энергетика. №3 2011, с 3-13.

Физические механизмы охрупчивания конструкционных сталей с 2.

ОЦК-решеткой в условиях эксплуатации атомных энергетических реакторов авторов С.В. Федотовой, Д.А. Мальцева, А.С. Фролова. Физическое образование в вузах, Т18, №1, 2012 г. с.-63.

Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в 3.

процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реактора ВВЭР-1000 авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, С.В.

Федотовой, А.С. Фролова, Д.А. Мальцева. Тяжелое машиностроение, № 2012, с. 22-26.

Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее сварных 4.

соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора авторов Б.А. Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова, О.О.Забусова, М.А.Салтыкова. Известия вузов. Ядерная энергетика. №4 2012, с 110-121.

5. 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.

Связь служебных характеристик сталей корпусов реакторов с 6.

эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова. ВАНТ, 2013 №2(84) с 3-10.

Структурные исследования сталей корпусов реакторов для 7.

нового поколения реакторов типа ВВЭР авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова. ВАНТ, №2(84) с 69-75.

Сравнительный анализ металла обечаек из стали 15Х2НМФАА 8.

современного производства и производства 70-80-х годов авторов А.А.

Чернобаевой, Е.А. Кулешовой, Д. А. Мальцева, К.И. Медведева, Е.А.

Красикова, В.Б. Папиной, Т.И. Титовой, Н.А. Шульган, Е.В. Корбатовой, Ю.М. Батова. История науки и техники, 2013 в печати.

Кинетика сегрегации фосфора на границах зерен в 9.

низколегированной малоуглеродистой стали авторов Б. С. Бокштейна*, А. Н.

Ходана, О. О. Забусова, Д. А. Мальцева, Б. А. Гуровича. Физика металлов и металловедение, 2013 в печати.

Материалы конференций:

Доклад «Связь служебных характеристик сталей корпусов 1.

ядерных реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения» авторы Б.А.Гурович, Е.А.Кулешова, С.В.Федотова, Д.А.Мальцев V-я Евразийская научно-практическая конференция Прочность неоднородных структур, 20-22 апреля 2010 г., НИТУ "МИСиС" Доклад «Сравнение склонности корпусных сталей к развитию 2.

отпускной хрупкости в результате облучения и термической выдержки при рабочих температурах реактора» (С.В. Федотова, Д.А. Мальцев) на VI Курчатовской молодежной научной школе, 22-25 ноября 2010 г., публикация в сборнике трудов.

Доклад «Структурные исследования стали 15Х2МФА-А 3.

модификации А категории прочности КП-45 для перспективных ядерных реакторов» авторов Д.А. Мальцева, С.В. Федотовой, С.А. Фролова на Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам – 2011 (16-17 марта, 2011 г., ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г.

Подольск).

Доклад «Сегрегации фосфора в корпусных сталях с высоким 4.

содержанием никеля, подвергшихся длительной температурной выдержке» авторов М.А. Салтыкова, О.О. Забусова, Д. А. Мальцева, С.В. Федотовой на Конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам – 2011 (16-17 марта, 2011 г., ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г.

Подольск).

Доклад «Радиационно-индуцированные структурные эффекты, 5.

наблюдаемые в сталях корпусов реакторов ВВЭР-1000 в процессе эксплуатации, восстановительного отжига и повторного ускоренного облучения» авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, О.О. Забусова, С.В.

Федотовой, К.Е. Приходько, А.С. Фролова, Д.А. Мальцева, М.А. Салтыкова на семинаре "Физика радиационных повреждений материалов атомной техники" г. Обнинск, 19 - 21 апреля 2011 г.

Доклад «Влияние химического состава и структурных 6.

параметров сталей корпусов реакторов ВВЭР на склонность к охрупчиванию, обусловленному образованием зернограничных сегрегаций, в том числе, в условиях, характерных для длительной эксплуатации энергетических установок» авторов Б.А. Гуровича, Е.А. Кулешовой, С.В. Федотовой, Д. А.

Мальцева, С.А. Фролова на 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Россия, ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Подольск, 17-20 мая 2011 г.

Доклад «Структурные параметры, влияющие на склонность к 7.

развитию отпускной хрупкости теплостойких сталей при длительной эксплуатации изделий из них» авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, О.О.Забусова, С.В.Федотовой, А.С.Фролова, Д.А.Мальцев, М.А.Салтыкова на 9-й международной научно-технической конференции “Современные металлические материалы и технологии” г. Санкт-Петербург, 21-25 июня 2011г.

Доклад «Структурные исследования новой стали для корпусов 8.

реакторов повышенной мощности и ресурса в исходном и облученном состояниях» авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, К.Е.Приходько, А.С.Фролова, С.В. Федотовой, Д.А. Мальцева, И.В.Теплухиной на 9-й международной научно-технической конференции «Современные металлические материалы и технологии» г. Санкт-Петербург, 22-24 июня 2011г.

Доклад «Микроструктурные исследования фазовых превращений 9.

в сталях корпусов реакторов в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температура корпуса реактора ВВЭР-1000» авторов Е.А.Кулешовой, С.В.Федотовой, Д.А.Мальцева, А.С. Фролова на VII Курчатовской молодежной научной школе, 22-25 ноября 2011 г., публикация в сборнике трудов.

Доклад «Фазовые превращения в материалах образцов 10.

свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реактора ВВЭР-1000» авторов Б.А. Гуровича, Е.А.

Кулешовой, С.В. Федотовой, А.С. Фролова, Д.А. Мальцева на конференции «Инновационные материалы и технологии для атомного, энергетического и тяжелого машиностроения» г. Москва, ЦНИИТМАШ 15-16 декабря 2011 г.

Доклад «Физические механизмы охрупчивания конструкционных 11.

сталей с ОЦК-решеткой в условиях эксплуатации атомных энергетических реакторов» авторов С.В. Федотовой, Д.А. Мальцева, А.С. Фролова на конференции-конкуре молодых физиков, г. Москва, 13 февраля 2012г.

Доклад «Структурные исследования стали 15Х2НМФАА и ее 12.

сварных соединений после длительных термических выдержек и облучения при рабочей температуре корпуса реактора» авторов Б.А. Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова, О.О.Забусова, М.А.Салтыкова, на семинаре "Физика радиационных повреждений материалов атомной техники" г. Обнинск, 22 - 24 апреля 2011 г.

Доклад «Сравнительный анализ качества металла обечаек из 13.

стали 15Х2НМФАА современного производства и производства 80-х годов» авторы А.А.Чернобаева, Е.А.Кулешова, Д.А.Мальцев, К.И. Медведев, В.Б.

Папина, Т.И. Титова, Н.А. Шульган, Е.В. Корбатова, Ю.М. Батов VI-я Евразийская научно-практическая конференция Прочность неоднородных структур, 18-20 апреля 2012 г., НИТУ "МИСиС".

Доклад «Структурные исследования термокомплектов сталей 14.

корпусов реакторов ВВЭР-1000» авторов Б.А. Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, О.О.Забусова, М.А.Салтыкова на «12 международной конференции Проблемы материаловедения при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» г. Санкт-Петербург 5- июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей.

Доклад «Структурные исследования новых сталей корпусов 15.

реакторов нового поколения с повышенной мощностью и ресурсом» авторов Я.И. Штромбаха, Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А. Журко, Д.Ю. Ерака, А.С.Фролова, Д.А. Мальцева, И.В.Теплухиной на «12 международной конференции Проблемы материаловеления при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» г. Санкт-Петербург 5- июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей.

Доклад «Структурные исследования сталей корпусов реакторов 16.

ВВЭР-1000, подвергнутых изотермической выдержке в течение 1000- часов при 290°С» авторов Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, Д.Ю. Ерака, Д.А.

Журко, В.Б. Папиной на «12 международной конференции Проблемы материаловеления при проектировании, изготовлении и эксплуатации оборудования АЭС» г. Санкт-Петербург 5-8 июня 2012г., ЦНИИ КМ Прометей.

Доклад «Механизмы деградации и хрупкое разрушение сталей 17.

корпусов реакторов при их длительной эксплуатации» авторов Я.И.Штромбаха, Б.А. Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова на Девятнадцатой европейской конференции по механике разрушения ECF-19 Казань, Россия 26-31 августа 2012 г.

Доклад «Связь служебных характеристик сталей корпусов 18.

реакторов с эволюцией их наноструктуры под действием рабочих температур и облучения» авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова на «20-ой Международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению» г.

Алушта, Украина 5-10 сентября 2012г.

Доклад «Структурные исследования сталей корпусов реакторов 19.

для нового поколения реакторов типа ВВЭР» авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, Д.А.Мальцева, С.В.Федотовой, А.С. Фролова на «20-ой Международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению» г. Алушта, Украина 5-10 сентября 2012г.

Доклад «Исследование эффектов температурного старения 20.

материалов корпусов ВВЭР-1000» авторов Б.А.Гуровича, Е.А.Кулешовой, А.А.Чернобаевой, О.О.Забусова, Д.А.Мальцева, М.А.Скундина, В.Н.Ловчева на заседании комитета Росэнергоатома и EDF 8-11 октября 2012 г.

Тезисы докладов опубликовано в материалах конференций.

Исп. Мальцев Д.А.



 

Похожие работы:





 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.