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

Pages:     | 1 ||

Материаловедческое обоснование эксплуатации корпусов реакторов ввэр за пределами проектного срока службы

-- [ Страница 2 ] --

ТF=1,68 СNi СMn F0,8 ( = 13,5 С) (4.18) Тогда с учетом зависимости для термического старения материала получаем следующую модель для консервативного прогнозирования изменения свойств металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000 при длительных сроках эксплуатации:

TK 1,68 C Ni C Mn F 0.8 TT 27, (4.19) где ТT определяется по нормативной зависимости (4.3), а в дальнейшем при получении дополнительных экспериментальных данных, может быть изменена за счет замены постоянной величины термического старения материала при длительных временах выдержки на составляющую, зависящую от концентрации фосфора в материале и времени эксплуатации корпуса реактора.

Таким образом, в настоящее время для прогноза изменения критической температуры хрупкости материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы может быть использована модель вида (4.19).

Полученные зависимости позволяют выполнить оценку степени изменения критической температуры хрупкости материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 с изменением флюенса быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора и времени эксплуатации.

Окончанию проектного срока эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 лет соответствует длительность ~ 200 000 часов. На рисунке 4.7 в соответствии с выражениями (4.17) и (4.19) нанесены зависимости изменения критической температуры хрупкости для основного металла и материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР 1000 с различным содержанием Ni. При этом содержание Mn в металле сварного шва принято типичным для данных материалов равным 0,9%, а в качестве исходного значения критической температуры хрупкости взято гарантированное по техническим условиям значение 0С. На этом же рисунке показана область максимально допустимых значений ТК, определяемых из расчетов на сопротивление хрупкому разрушению корпуса реактора.

Пунктиром изображена зависимость изменения критической температуры хрупкости основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000. Выполненная оценка подтверждает факт о некритичности величины изменения критической температуры хрупкости 32  основного металла облучаемой части корпуса реактора с точки зрения ограничения его срока службы.

Металл шва Ni=1,9% Mn=0,9% область м акси м ально допусти м ого Т К 100 Ni=1,5% Тk, оС л м етал ость овной иси м осн я зав 60 лет эксплуатации льна 60 идуа в инди ш в а, алл м ет эксплуатации 30 лет В р е м я эксп луата ц и и, го д ы 49, Рисунок 4.7 – Зависимости изменения критической температуры хрупкости для МКР ВВЭР-1000 с различным содержанием Ni Следует отметить, что в соответствии с разработанной в настоящее время нормативной базой по оценке хрупкой прочности корпусов реакторов ВВЭР-1000 по результатам испытания образцов-свидетелей существует возможность индивидуальной оценки критической температуры хрупкости материала в исходном состоянии и построения индивидуальной кинетики изменения критической температуры хрупкости материала при его эксплуатации. С учетом этого для некоторых сварных швов эксплуатирующихся корпусов реакторов ВВЭР-1000 прогноз изменения свойств при эксплуатации не столь консервативен и срок службы 60 лет для этих корпусов реакторов может быть обоснован, что также схематично изображено на рисунке 4.7 в виде примера индивидуальной зависимости для одного из металлов шва.

Из приведенного на рисунке 4.7 сопоставления законов изменения свойств металла корпуса реактора и предельно допустимых значений ТК следует, что для некоторых корпусов реакторов с высоким содержанием никеля в облучаемых сварных швах обоснование продления срока службы невозможно без проведения специальных корректирующих мер. Как показывают результаты исследований в области радиационного материаловедения материалов корпусов реакторов, наиболее эффективным мероприятием является восстановительный отжиг корпуса реактора.

Глава 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ПРОДЛЕНИЯ СРОКОВ СЛУЖБЫ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 МЕТОДОМ ВОСТАНОВИТЕЛЬНОГО ОТЖИГА МЕТАЛЛА ОБЛУЧАЕМОЙ ЧАСТИ 5.1 ИССЛЕДОВАНИЕ ВОССТАНОВЛЕНИЯ СВОЙСТВ ОБЛУЧЕННОГО МЕТАЛЛА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ОТЖИГА ПО РАЗЛИЧНЫМ ТЕМПЕРАТУРНО-ВРЕМЕННЫМ РЕЖИМАМ Первые исследования возможности восстановления свойств облученных материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 были выполнены в 90-х годах прошлого столетия. Для исследований были выбраны штатные материалы: сварной шов (МШ) и основной металл (ОМ) ВВЭР-1000, которые были ускоренно облучены в реакторе энергоблока №5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС-5), а затем отожжены по различным температурно-временным режимам в диапазоне 400-490°С, 50-100 часов. Облучение было проведено со значительным опережением - плотности потока быстрых (Е 0,5 МэВ) нейтронов на два порядка величины превышали значения, характерные для стенки корпуса реактора ВВЭР-1000. В результате было установлено, что отжиг при температуре 490°С уже за 50 часов практически полностью восстанавливает свойства ускоренно облученных материалов до исходных значений.

Позже была исследована микроструктура этих материалов методом атомно зондовой микроскопии и подтверждено, что в облученных образцах как основного металла, так и металла сварного шва имеются нано-размерные (1-2 нм) выделения, которые принято называть преципитатами. Плотность распределения преципитатов в материале достигала величины 1024 м-3. В необлученных образцах преципитаты не обнаружены. В состав преципитатов, образующихся в металле сварного шва, входят атомы Ni, Mn, Si, P и Fe. В состав преципитатов облученного основного металла входят атомы Ni, Si, P и Fe. После проведения отжига при температуре 450°С в течение 24 часов все преципитаты и в основном металле, и в металле сварного шва растворились.



Поскольку в перечисленных выше случаях облучение материалов поводилось ускоренно, и межзеренная сегрегация фосфора под облучением, вероятно, не могла развиться в материалах за сравнительно короткие промежутки времени, изменение критической температуры хрупкости должно было происходить только за счет упрочняющих механизмов.

В этом случае отжиг по тем же температурно-временным режимам должен приводить к полному возврату критической температуры хрупкости. Этот факт подтверждает результаты исследований, выполненных на ускоренно облученных и затем отожженных по режиму 450 - 490С/50-100 часов материалах КР ВВЭР-1000.

Для материалов корпусов ВВЭР-1000 значим вклад зернограничных сегрегаций фосфора в изменение критической температуры хрупкости материала при длительном облучении. Действительно, было показано, что в отличие от ускоренно облученных образцов отжиг металла образцов-свидетелей по режиму 490-535оС/100 часов не приводит к полному восстановлению величины критической температуры хрупкости материала, что объясняется не полным растворением сегрегаций фосфора на границах зерен при этих температурах отжига. Лишь отжиг при более высокой температуре 565оС в течение часов может являться достаточным с точки зрения его эффективности. Интегральная информация о восстановлении свойств отжигом при различных температурах облученного при разных скоростях металла корпуса реактора ВВЭР-1000 представлена на рисунке 5.1.

Из представленной схемы следует, что материал, ускоренно облученный при больших флаксах, восстанавливает свои свойства при отжиге при температуре 450-490°С.

Это же время отжига при более высокой температуре (535°C) не приводит к полному восстановлению свойств материала, облучавшегося ~ 100 000 часов. Для более полного 34  восстановления свойств материала корпуса реактора ВВЭР-1000 после длительного облучения требуются более высокие температуры. При отжиге образцов при температуре 565°C в течение 100 часов происходит более полное восстановление свойств.

облучение ОС о отжиг 535 С / 100 часов 200 о отжиг 565 С / 100 часов и растворение сегрегаций фосфора ускоренное облучение о отжиг 490 С / 50 часов Отжиг радиационных дефектов Отжиг радиационных дефектов 150 F=10x е ни TK е уч F=3.0x бл о е но н ре ели 50 т иде о к -св Ус ы азц Обр 1000 10000 Часы Рисунок 5.1 Результаты поиска оптимального режима отжига по величине возврата критической температуры хрупкости к исходному состоянию 5.2 ИССЛЕДОВАНИЕ КИНЕТИКИ ПОВТОРНОГО ПОСЛЕ ОТЖИГА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР- Подтверждением эффективности выбора режима отжига облученного материала корпуса реактора является не только степень восстановления его структуры и свойств, но и скорость охрупчивания при повторном после отжига облучении. Первые исследования поведения материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при последующем после отжига облучении проводились в 90-е годы прошлого столетия. Для изучения послеотжиговой кинетики радиационного охрупчивания материалов сварного шва и основного металла было выполнено ускоренное первичное и повторное после отжигов по различным режимам облучения при температуре Тобл.=290С и флаксе ~ 10151016 нейтрон/м2 (Е0, MеВ).





Полученные данные свидетельствовали о том, что скорость повторного послеотжигового охрупчивания ниже скорости охрупчивания материала при первичном облучении. Эти результаты обладали существенными недостатками для их применения к обоснованию реальной кинетики радиационного охрупчивания МКР ВВЭР-1000 при повторной после отжига эксплуатации, так как были получены при ускоренном облучении материалов корпусов реакторов.

Несмотря на очевидные недостатки, полученные данные позволяют сделать вывод о том, что изменение критической температуры хрупкости материала корпусов реактора ВВЭР-1000, связанное с упрочняющими механизмами повреждения материала, при повторном после отжига облучении, по крайней мере, не выше, чем при первичном.

Корректную оценку кинетики повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 необходимо выполнять с использованием металла образцов-свидетелей, прошедших длительное (100 000 часов и более) облучение в энергетическом реакторе и последующий отжиг.

Определение эффективности восстановительного отжига для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 проведено на основании результатов ускоренного (по сравнению с внутренней поверхностью корпуса реактора) повторного облучения образцов-свидетелей в исследовательском реакторе ИР–8. Для корректного представления полученных результатов к полученным при повторном экспериментальным результатам необходимо применить процедуры учета эффекта флакса (плотности потока быстрых нейтронов), изложенные в главе 4 настоящей работы и учесть добавку на тепловое старение в соответствии с моделью из раздела 4.1.4.

Повторное после отжига облучение исследовали на ОС третьих лучевых комплектов корпусов реакторов ВВЭР-1000. Содержание никеля в исследованном металле сварных швов находится на верхнем пределе диапазона, характерного для материалов подобного типа. Облученные образцы-свидетели были отожжены по режиму 550–580 °С в течение 100 часов.

Для металла сварного шва с содержанием никеля 1,5% величина общего сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении может быть оценена как TK TT 1,25 TFвысокий флакс (5.1) Для основного металла величина общего сдвига критической температуры хрупкости при повторном после отжига облучении может быть оценена как TK TT TFвысокий флакс, (5.2) где значение ТТ – поправка на тепловое старение в соответствии с действующей нормативной зависимостью и для больших времен эксплуатации (более 100 000 часов), для металла сварного шва с содержанием никеля 1,5% равна 18°С, а для основного металла равна 0°С.

Сравнение первичного и повторного радиационного охрупчивания исследуемых сварных соединений и основного металла приведено на рисунке 5.2. Видно, что темп радиационного охрупчивания при повторном после отжига облучении не выше, чем прогнозируется при первичном.

Поэтому для описания повторного после отжига 565°С/100 часов радиационного охрупчивания материалов сварных швов и основного металла до флюенса быстрых нейтронов 51023 нейтрон/м2 может быть рекомендована нормативная зависимость, использующаяся для описания первичного радиационного охрупчивания. Выполненные исследования показали эффективность отжига действующих корпусов реакторов ВВЭР 1000 с высоким содержанием никеля в металле сварного шва, близких к исчерпанию радиационного ресурса, а также возможность их последующей эксплуатации до 60 лет.

36  1 - расчетная добавка на эффект флакса 2 - расчетная добавка на термическое старение Тк, °С 2 МШ 1,88%Ni 0 20 40 Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е0,5МэВ) а) 1 - расчетная добавка на эффект флакса 2 - расчетная добавка на термическое старение Тк, °С МШ 1,76%Ni 0 20 40 Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е0,5МэВ) б) 2 - расчетная добавка на термическое старение Рисунок 5.2 – Сравнение первичного и повторного радиационного охрупчивания металла сварного шва (а, б) с различным содержанием никеля и Тк, °С основного металла (в) корпусов реакторов ВВЭР-1000 с учетом добавок, учитывающих влияние 2 плотности потока быстрых нейтронов (1) и термического старения (2) на ОМ 1,0%Ni сдвиг критической температуры 0 20 40 хрупкости Флюенс, х1022 нейтрон/м2 (Е0,5МэВ) в) ВЫВОДЫ 1. Проведен анализ факторов, влияющих на оценку ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Определено, что к таким факторам относится точность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора под воздействием потока быстрых нейтронов и повышенной температуры и точность прогнозирования флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса реактора для рассматриваемого срока эксплуатации.

2. Достоверность прогнозирования изменения свойств металла корпуса реактора при эксплуатации определяется представительностью анализируемых баз данных и обоснованностью модели с точки зрения повреждающих механизмов, реализующихся в металле корпуса реактора при воздействии эксплуатационных факторов. Достоверность прогнозирования флюенса на стенке корпуса реактора может быть подтверждена результатами верификационных измерений по активации мониторов, размещаемых на внешней стенке корпуса реактора, и по экспериментально измеренной активности проб металла, отбираемых с внутренней поверхности корпуса реактора.

3. Реализованы специальные верификационные эксперименты, по результатам которых выполнено обоснование представительности условий облучения образцов свидетелей материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 для прогнозирования состояния материалов корпусов реакторов. Уточнение параметров нейтронного поля в местах облучения образцов-свидетелей позволило переоценить и сделать более представительными базы экспериментальных данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

4. Реализованы специальные верификационные эксперименты по уточнению нейтронной нагрузки на стенку корпуса реактора ВВЭР-440.

5. Методом вырезки и ускоренного дооблучения в каналах образцов-свидетелей металла темплетов получены результаты опережающего прогноза изменения свойств МКР реакторов ВВЭР-440 первого поколения при повторном после отжига облучении.

Выполнено обоснование представительности полученных прогнозных значений, что в совокупности с полученными результатами исследований натурного металла корпусов реакторов позволило обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР 440 до 45 лет.

6. Выявлена зависимость темпа повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440 от плотности потока быстрых нейтронов при первичном облучении.

7. Разработана модель для оценки повторного после восстановительного отжига радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-440, учитывающая состояние материала после первичного облучения и отжига.

Tkre-irr = Tka + 646(CP-0,02) e (1-0,01*Tka) F0.36+ Применение данной модели в сочетании с уточненными значениями плотностей потоков быстрых нейтронов на стенке корпуса реактора позволяет обосновать возможность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения с точки зрения обеспечения хрупкой прочности металла сварного шва №4 в течение срока, превышающего 45 лет.

8. Разработана и внедрена техника и методика ускоренных радиационных испытаний материалов корпусов реакторов с использованием уникальной установки реактора ИР–8.

9. Предложено модельное представление интегрального сдвига критической температуры хрупкости материала корпуса реактора ВВЭР-1000 при одновременном воздействии потока быстрых нейтронов и повышенной температуры, как суммы радиационной составляющей ТF и температурной составляющей ТT в виде TK TT TF.

38  10. Выполнено исследование влияния величины плотности потока быстрых нейтронов на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000.

Показано, что при содержании никеля в материалах корпусов реакторов ВВЭР-1000 не более 1,3% специального учета эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения не требуется. Для материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000, содержание никеля в которых более 1,3%, требуется учет эффекта флакса при использовании результатов ускоренного облучения в виде поправочного коэффициента равного 1,25 к величине ТF.

11. Показано, что лимитирующим элементом при обосновании срока службы корпуса реактора ВВЭР-1000 до 60 лет является металл швов облучаемой части корпуса реактора. Разработана модель для оценки радиационного охрупчивания материалов сварных швов корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы.

ТF=1,68 СNi СMn F0,8 ( = 13,5 С).

Тогда с учетом радиационного охрупчивания и термического старения материала предложена следующая модель для консервативного прогнозирования изменения свойств металла шва корпуса реактора ВВЭР-1000.

TK TT 1,68C Ni C Mn F 0.8 27, где в текущий момент величина ТT принимается равной 18°С, а в дальнейшем может быть уточнена при получении дополнительных представительных результатов исследования образцов-свидетелей с большими временами экспозиции в реакторе.

12. Разработана модель для консервативного прогнозирования изменения свойств основного металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 при эксплуатации за пределами проектного срока службы:

TK 8,2 F 0.4 TT 37, где ТT по имеющемуся в настоящее время массиву экспериментальных результатов принимается равной 0°С, а в дальнейшем, при получении дополнительных результатов по термическому старению основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, может быть изменена на соответствующую функциональную зависимость от времени и содержания фосфора в материале.

13. Выполнено исследование повторного после отжига радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000. Показано, что темп радиационного охрупчивания материалов корпуса реактора ВВЭР-1000 при повторном после отжига облучении не выше темпа радиационного охрупчивания этих материалов при первичном облучении, что обосновывает эффективность отжига корпуса реактора ВВЭР-1000 по режиму 565°С/100 часов по этому параметру.

14. Разработана идеология модернизации программ образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000, находящихся в эксплуатации, с целью обеспечения мониторинга изменения свойств МКР при эксплуатации до 60 лет и более и корректности получаемых при испытании образцов-свидетелей результатов. При модернизации программ образцов свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-1000 учитывается переход на эксплуатацию этих реакторных установок на повышенной мощности с использованием ТВС нового типа.

Выполнена модернизация комплектов образцов-свидетелей корпуса реактора блока № Хмельницкой АЭС и комплекта 4Л блока №1 Балаковской АЭС.

15. Проведенный в настоящей работе комплекс работ обеспечивает обоснованность эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 за пределами проектного срока службы.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Radiation Embrittlement of WWER-1000 Pressure Vessel // Materials. Irradiation, Embrittlement and Mitigation. Proceedings of the IAEA Specialists Meeting, Madrid, Spain. – 1999. – P. 374–385.

2. Amaev A.D., Erak D.Yu., Kryukov A.M. Recovery of mechanical properties of irradiated WWER 1000 pressure vessel materials // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting “Irradiation Embrittlement and Mitigation, Madrid, Spain. – 1999. – P. 106–117.

3. Kryukov A., Erak D., Shtrombakh Y. et al. Advanced model for the VVER material re-embrittlement assessment // Proceedings of the IAEA Specialists Meeting «Irradiation, Embrittlement and Mitigation», Gloucester, UK, May. – 2001. – P. 299–305.

4. Kuleshova E.A., Gurovich B.A., Erak D.Yu. et al. Comparison of microstructural features of radiation embrittlement of VVER-440 and VVER-1000 reactor pressure vessel steels // J. Nucl.Mat. – 2002. V.300. – P. 127–140.

5. Zaritsky S.M., Brodkin E.B., Egorov A.L., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Borodin A.V., Kochkin V.N., At Abderrahim H., van der Meer K., Grard R. Dosimetry of the experimental surveillance assemblies of WWER-1000 Balakovo Unit 1 // Proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry, Brussels, Belgium, 18-23 August 2002. [Published in Reactor dosimetry in the 21st century. Eds. J.Wagemans, H.Ait Abderrahim, P.D'hondt, Ch.De Raedt. World Scientific. – 2003. – P. 258–265].

6. Erak D., Kryukov A., Shtrombakh Ya., A., Ballesteros A., Debarberis L. et al. Assessment of Irradiation Conditions in WWER-440(213) RPV Surveillance Position // 7th international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, St.

Petersburg, Russia. – 2002. – V. 3. – P. 120–135.

7. Kryukov A., Erak D. et al. Extended analysis of VVER-1000 surveillance data // Int. J. of Pressure Vessel and Piping. – 2002. – V.79. – P. 661–664.

8. Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Крюков А.М., Штромбах Я.И., Журко Д.А. Разработка физико эмпирических моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники, серия: "Радиационное материаловедение и новые материалы", 2004.

№1, вып.62. – С. 116–130.

9. Debarberis L., Kryukov A., Erak D., Kevorkyan Yu. and Zhurko D. Advanced Methods for WWER RPV Embrittlement Assessment // Int. J. of Pressure Vessel and Piping, Elsevier. – 2004. V. 81. – P.

695–701.

10. Ерак Д.Ю., Штромбах Я.И., Платонов П.А., Николаев Ю.А., Марголин Б.З., Карзов Г.П., Гуленко А.Г., Николаев В.А., Васильев В.Г. Применение современных методов прогнозирования сопротивления хрупкому разрушению для обоснования продления радиационного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 первого поколения // Safety Assurance of NPP with WWER. Proceedings of the 4th Scientific and Technical Conference, Podolsk, Russia. – 2005. – C. 1–18.

11. Debarberis L., Sevini F., Acosta B., Kryukov A., Erak D. Fluence rate effects on irradiation embrittlement of model alloys // Int. J. Pressure Vessels and Piping. – 2005. V.82. – P.373-378.

12. Ballesteros A., Bros J., Debarberis L., Sevini F., Erak D., Gezashchenko S., Kryukov A., Shtrombakh Y., Goloschapov S., Ionov A., Pytkin Y., Anikeev Y., Banyuk G., Plusch A., Gillemot F., Tatar L.

and Petrosyan V. Consolidation of scientific and technological expertise to assess the reliability of reactor pressure vessel embrittlement prediction in particular for the arctic area plant (COBRA) // Nucl. Eng. and Design. – 2005. V. 235, Issues 2–4. – P. 411–419.

13. Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Y., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12th International Symposium. Gatlinburg, TN;

USA. – 2005.

– P. 398–407.

40  14. Кryukov А., Chernobaeva А., Аmaev А., Еrak D., Platonov P., Shtrombakh Ya. Flux effect on radiation embrittlement of WWER-440 reactor pressure vessel materials // Proceedings of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18) Beijing, China. – 2005. – P.950-962.

15. Штромбах Я.И., Платонов П.А., Ерак Д.Ю. Николаев Ю.А. Обоснование прочности и ресурса корпусов реакторов // Ежемесячный журнал по атомной энергии России «Росэнергоатом». – 2006. №7. – С.58–59.

16. Zaritsky S.M., Vikhrov V.I., Erak D.Yu., Kochkin V.N., Brodkin E.B., Egorov A.L. Measurement and Calculation of WWER-440 Pressure Vessel Templates Activity for Support of Vessel Dosimetry // Reactor Dosimetry: Proceedings of the 12th International Symposium, Journal of ASTM International. – 2006. V.3, No. 10, Paper ID JAI 100365.

17. Chernobaeva A., Shtrombach J., Krjukov A., Erak D., Platonov P., Nikolaev J., Krasikov E., Debarberis L., Kohopaa Yu., Valo M., Vodenicharov S. and Kamenova T. Material characterization and selection for the international research project “PRIMAVERA // Int. J. of Pressure Vessels and Piping. – 2007. V. 84, No 3. – P. 151–158.

18. Ерак Д.Ю., Николаенко В.А. Определение температуры облучения образцов-свидетелей корпусной стали ВВЭР-1000, -440 // Атомная энергия. – 2008. Т.105, Вып.3. – С.145–150.

19. Erak D.Yu., Margolin B.Z., Kevorkyan Yu.R., Zhurko D.A., Nikolaev V.А. The analysis of radiation embrittlement of VVER-1000 reactor pressure vessel materials. // Collection of abstracts of the 10th international conference on material issues in design, manufacturing and operation of nuclear power plants equipment, St. Petersburg. – 2008. – P. 41.

20. Kochkin V., Erak D., Vikhrov V., Makhotin D., Zaritsky S., Panferov P., Egorov A. Specification of Irradiation Conditions in VVER-440 Surveillance Positions // Reactor Dosimetry State of the Art 2008. Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry. Akersloot, The Netherlands, 2008. [Eds. W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D’hondt, J. Wagemans. World Scientific. – 2009. – P. 204–212].

21. Kochkin V., Erak D., Makhotin D., Zaritsky S., Egorov A. Upgraded Neutron Dosimetry Procedure for VVER-440 Surveillance Specimens // Reactor Dosimetry State of the Art, 2008. Proceedings of the 13th International Symposium on Reactor Dosimetry. Akersloot, The Netherlands, 2008. [Eds.

W.Voorbraak, L.Debarberis, P.D’hondt, J. Wagemans. World Scientific. – 2009. – P. 291–299].

22. Miller M.K., Chernobaeva A.A., Shtrombakh Y.I., Russell K.F., Nanstad R.K., Erak D.Y., Zabusov O.O. Evolution of the nanostructure of VVER-1000 RPV materials under neutron irradiation and post irradiation annealing // J. of Nuclear Materials. – 2009. V. 385. – P. 615–622.

23. Gurovich B.A., Kuleshova E.A., Shtrombakh Ya.I., Erak D.Yu., Chernobaeva A.A., Zabusov O.O.

Fine structure behaviour of VVER-1000 RPV materials under irradiation // J. of Nuclear Materials. – 2009. V. 389. – P. 490–496.

24. Ерак Д.Ю., Насонов В.А., Талиев А.В., Герстле А.Д., Дубовский Ю.М., Песня Ю.Е. “Основные параметры реактора ИР–8 с АУ РИМ в отражателе”. Препринт ИАЭ-6613/4, РНЦ «Курчатовский институт» – М., 2009.

25. Насонов В.А., Алексеев Н.И., Ерак Д.Ю., Гомин Е.А., Кочкин В.Н., Вихров В.И., Махотин Д.Ю., Талиев А.В., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. «Разработка расчетно экспериментальных методик определения параметров полей нейтронов в реакторе ИР–8 РНЦ КИ для фундаментальных и прикладных исследований», Препринт ИАЭ-6579/4, РНЦ «Курчатовский институт» – М., 2009.

26. Чернобаева А.А., Кеворкян Ю.Р., Ерак Д.Ю., Журко Д.А. “Влияние условий облучения на радиационное охрупчивание материалов корпусов реакторов” – Препринт ИАЭ-6636/11, РНЦ «Курчатовский институт» – М., 2010.

27. Ерак Д.Ю., Яковлев В.В., Мурашов В.Н., Насонов В.А., Буслаев В.С., Можаев А.А., Михин О.В., Ничипоренко Ю.Б. “Развитие техники ускоренных радиационных испытаний конструкционных материалов с использованием уникальной установки – реактора ИР–8”.

Препринт ИАЭ-6648/4, РНЦ «Курчатовский институт» – М., 2010.

28. Erak D., Gurovich B., Shtrombakh Ya., Zhurko D. Degradation and Recovery of Mechanical Properties of VVER-1000 Pressure Vessel Materials // in Materials of FONTEVRAUD-7. – 2010.

Paper Reference N°A096-T01.

29. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Кулешова Е.А., Ерак Д.Ю., Федотова С.В., Журко Д.А., Забусов О.О., Николаев Ю.А. Экспериментальная оценка эффективности восстановительного отжига корпусов ВВЭР-1000 // Атомная энергия. – 2010. Т.109, Вып.4. – С.205–212.

30. D. Erak, D. Zhurko Prediction of Radiation Embrittlement for VVER RPV Materials by Using of Accelerated Irradiation // Collection of abstracts of the IAEA Technical Meeting on Irradiation Embrittlement and Life Management Of Reactor Pressure Vessels, Znojmo, Czech Republic, 18- Oct. 2010.

31. Erak D. Mechanical Property Changes of VVER RPV Materials Embrittlement (tensile-Charpy properties) // Int. J. Nuclear Knowledge Management. – 2011. V. 5, No 1. – P. 53-79.

32. Ballesteros A., Ahlstrand R., Bruynooghe C., Chernobaeva A., Kevorkyan Y., Erak D., Zurko D.

Irradiation temperature, flux and spectrum effects // Progress in Nuclear Energy. – 2011. V.53. – P.756–759.

33. Кочкин В.Н., Махотин Д.Ю., Ерак Д.Ю. Сравнительный анализ характеристик нейтронного поля на образцах-свидетелях и корпусах ВВЭР-440 // Вопросы атомной науки, Серия: Физика ядерных реакторов. – 2011. Вып.1, С. 63–73.

34. Kochkin V., Erak D. and Makhotin D. Modernization of Existing VVER-1000 Surveillance Programs // Journal of ASTM International, STP1550. – 2011, V. 9, No. 4, Paper ID JAI104139.

35. Rogozkin S., Chernobaeva A., Erak D., Shtrombakh Ya. et al. The effect of post-irradiation annealing on VVER-440 RPV materials mechanolocal properties and nano-structure under re-irradiation // Proc. of Pressure Vessels and Piping Conference, Prague, Czech Republic, July 2009. – P. 26–30.

36. Ерак Д.Ю., Кочкин В.Н., Журко Д.А. Модернизация программ образцов-свидетелей ВВЭР 1000 // Восьмая международная научно-техническая конференция МНТК-2012 «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. Сборник тезисов, – М., 2012. – С.144–145.

37. Margolin B.Z., Nikolayev V.A., Yurchenko E.V., Nikolayev Yu.A., Erak D.Yu., Nikolayeva A.V.

Analysis of embrittlement of WWER-1000 RPV materials // Int. J. of Pressure Vessels and Piping. – 2012. V. 89, P. 178–186.

38. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Журко Д.А., Забусов О.О., Кулешова Е.А., Николаев Ю.А. Способ восстановления физико-механических свойств металла корпусов энергетических реакторов ВВЭР-1000. Патент РФ на изобретение № 2396361. Патентообл.

РНЦ «Курчатовский институт», заявл.02.10.2009, опубл.10.08.2010, Бюл. №22 – 5 с.

39. Рогожкин С. В., Никитин А. А., Алеев А. А., Залужный А. Г., Чернобаева А. А., Ерак Д. Ю., Штромбах Я. И., Забусов О. О. Исследование тонкой структуры материала сварного шва с высоким содержанием фосфора корпуса реактора ВВЭР-440 после облучения, отжига и повторного облучения // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. Т. 4, № 1. – С. 73–82.

40. Штромбах Я.И., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю., Кочкин В.Н., Журко Д.А. и др. Обоснование модернизации программ образцов-свидетелей для действующих КР при ПСЭ до 60 лет, НИЦ «Курчатовский институт». Отчет Инв. №220-13/304 от 14.11.2012 г.

41. Семченков Ю.М., Гурович Б.А., Ерак Д.Ю. и др. Оценка изменения представительности программы образцов-свидетелей вследствие изменений условий их облучения (повышенная мощность, увеличенная высота активной зоны): дозиметрия и термометрия комплекта образцов-свидетелей, облученного в реакторе, эксплуатирующемся с ТВС с увеличенной высотой топливного столба. Разработка предложений по модернизации программы образцов свидетелей применительно к новым условиям», НИЦ «Курчатовский институт». Отчет Инв.

№220-13/249 от 12.10.2012 г.

42 

Pages:     | 1 ||
 

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.