Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса: На примере испанских реакторов PWR тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Баллестерос Антонио

  • Баллестерос Антонио
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2003, Москва
  • Специальность ВАК РФ05.14.03
  • Количество страниц 125
Баллестерос Антонио. Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса: На примере испанских реакторов PWR: дис. кандидат технических наук: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Москва. 2003. 125 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Баллестерос Антонио

1. ВВЕДЕНИЕ.

2. МЕТОДОЛОГИЯ И ФАКТОРЫ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИЕ ПРОГНОЗИРОВАНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

2.1 Инструкции; руководства,, коды и стандарты.

2.2. Программы мониторинга за состоянием корпусов реакторов

PJVR.

2.3 Условия облучения.

2.4. Корреляция данных по охрупчиванию материалов КР.

2.5 Концепция «Мастер-кривая».

2.6 Зада чи и цели исследования.

3. БАЗА ДАННЫХ ПО ОБРАЗЦАМ-СВИДЕТЕЛЯМ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR.

3.1 Спецификация базы данных.

3.1.1 Идентификация материала.

3.1.2 Условия облучения.

3.1.3 Механические испытания.

3.2 Общая характеристика базы данных.

3.3 Представительность данных по образцам-свидетелям.

3.4 Методики определения условий облучения образцов-свидетелей.

3.4.1 Дозиметрия быстрых нейтронов на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR.

3.4.2 Методика определения температуры облучения на образцах-свидетелях испанских реакторов PWR.

3.5 Выводы.

4. АНАЛИЗ РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ И ОЦЕНКА РЕСУРСА ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

4.1. Обзор корреляционных соотношений и анализ погрешностей получаемых с их помощью оценок параметров радиационного охрупчиванияматериалов КР.

4.1.1 Анализ погрешностей, обусловленных ошибкой определения флюенса.

4.1.2 Применение методологии «распространения погрешностей» к определению погрешностей параметров, получаемых при использовании корреляционных соотношений.

4.2 Усовершенствованные корреляционные соотношения и их применение к анализу испанских данных по образцам-свидетелям.

4.2.1 Корреляционное соотношение для RTndt.

4.2.2 Корреляционное соотношение для USE.

4.2.3 Метод оценки надежности данных по образцам-свидетелям.

4.2.4 Анализ данных по образцам-свидетелям и прогнозные оценки применительно к испанским реакторам типа PWR.

4.3 Использование усовершенствованных корреляционных соотношений при анализе некоторых специфических зада ч мониторинга испанских корпусов реакторов.

4.3.2. Анализ температурной аномалии на образцах-свидетелях

4.3.3. Анализ влияния фосфора на радиационное охрупчивание материалов корпусов испанских реакторов PWR.

4.4 Выводы.

5. ПРИМЕНЕНИЕ КОНЦЕПЦИИ "МАСТЕР-КРИВАЯ" ДЛЯ АНАЛИЗА РАДИАЦИОННОГО ОХРУПЧИВАНИЯ МАТЕРИАЛОВ ИСПАНСКИХ КОРПУСОВ РЕАКТОРОВ.

5.1. Традиционный подход (ASME).

5.2 Подход, основанный на использовании концепции

Мастер-кривая".

5.3. Сравнительный анализ результатов применения ASME- и "Мастер-кривая"-подходов для испанских реакторов PWR.

5.4 Выводы.

6. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПРЕДЕЛЬНЫХ КРИВЫХ «ДАВЛЕНИЕ-ТЕМПЕРАТУРА» ДЛЯ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ PWR НА ОСНОВЕ УСОВЕРШЕНСТВОВАННОЙ РАСЧЕТНОЙ МЕТОДИКИ.

6.1 Общая методика определения предельных кривых давлениетемпература.

6.1.1. Режим разогрева реактора.

6.1.2 Режим расхолаживания реактора.

6.2 Аттестация компьютерной программы OPERA 96.

6.5 Выводы.

7. ПРОГРАММА УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ СУЩЕСТВУЮЩЕГО МОНИТОРИНГА КОРПУСОВ ИСПАНСКИХ РЕАКТОРОВ.

7.1 Цели программы.

7.2 Основные задачи программы.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса: На примере испанских реакторов PWR»

Разработка и производство корпуса реактора (КР) должны удовлетворять требованию обеспечения его целостности в течение всего срока эксплуатации. Он должен эксплуатироваться в режиме, обеспечивающим вязкое состояние материалов, из которых он изготовлен, и исключающим возможность возникновения в них хрупкого состояния. Это связано с тем, что хрупкое разрушение такого сложного и массивного объекта, как КР, может быть неожиданным и катастрофическим за счет быстрого освобождения большого количества запасенной упругой энергии, причем происходить на фоне отсутствия каких-либо предупреждающих признаков. Таким образом, сопротивление разрушению, или вязкость разрушения, является важнейшим свойством материала КР в оценке его структурной целостности.

Следует отметить, что в перспективе структурная целостность КР зависит от многих факторов. До ввода в эксплуатацию она определяется качеством проектно-конструкторских разработок, которые должны проводиться на основе известных и хорошо апробированных машинных программ, использованием тщательно подобранных и испытанных высококачественных материалов, хорошо отлаженными и испытанными технологиями изготовления, гарантирующими, в частности, малую вероятность образования исходных трещин [1,2], всесторонней качественной и надежной программой предпусковых испытаний, включающей расширенный действенный ультразвуковой контроль и эффективную гидростатическую холодную опрессовку [3-6].

В период эксплуатации целостность КР зависит от исходного качества его изготовления, от деградации в процессе облучения механических свойств корпусных материалов (прежде всего радиационного и теплового охрупчивания, деформационного старения), от предыстории работы КР, включающей частоты и величины изменений температуры и давления в переходных режимах и связанных с ними теплопереносом и перераспределением напряжений, эффективности инспекционного контроля в процессе эксплуатации. Существенную роль играет также уровнь знания соответствующих законов развития усталостных трещин как функции условий среды и структуры материала, определяющий точность предсказания скорости их роста в корпусе реактора.

Условия в штатных режимах эксплуатации любого конкретного энергетического реактора устанавливаются в терминах допустимых пределов по температуре и давлению (Р-Т) теплоносителя, которые должны выдерживаться для обеспечения достаточного запаса надежности, позволяющим предотвратить хрупкое разрушение КР. Для определения этих предельных эксплуатационных параметров используются расчетные методы линейно-упругой механики разрушения при постулируемых допущениях, обеспечивающих консервативность оценок, соответствующих требуемому запасу надежности. Другой ряд ограничений на давление и температуру теплоносителя связан с необходимостью исключения кавитации в теплоносителе, приводящей к повреждению лопастей насосов.

Таким образом, реактор запускается, работает и расхолаживается в пределах ограничений по давлению и температуре теплоносителя, определяющих так называемое «операционное окно». В результате деградации свойств материала под облучением происходит смещение соответствующей кривой предельных значений температуры и давления, что приводит к уменьшению «операционного окна». В предельном случае, когда кривая (Р-Т), обусловленная механическими свойствами, совмещается с операционной кривой насоса (которая имеет нижний предел по давлению, чтобы предотвратить возникновение кавитации), безаварийная эксплуатация реактора становится невозможной. Поэтому важно заранее установить корреляционную зависимость свойств материалов КР от дозы (флюенса) быстрых нейтронов посредством их облучения при более высокой их плотности (флаксе), чем на внутренней поверхности КР. Таким образом предварительный анализ может предвосхитить необходимость проведения технических мероприятий для нейтрализации этих эффектов.

При проведении прочностных расчетов необходимо учитывать влияние облучения на вязкость разрушения материалов КР, которое в первом приближении проявляется в параллельном сдвиге температурной зависимости вязкости разрушения в сторону более высоких температур. Величина температурного сдвига этой зависимости определяется экспериментально на основе данных по облучению и испытанию образцов-свидетелей (ОС), изготовленных из тех же материалов, что и корпус реактора. Для этой цели на каждом энергетическом реакторе корпусного типа реализуется так называемая программа мониторинга за состоянием КР (программа образцов-свидетелей) [7,8,9]. В рамках этих программ образцы-свидетели облучаются внутри действующего реактора при флаксе, превосходящем флакс на стенке корпуса. Для прогнозирующей оценки параметров радиационного охрупчивания (РО) используются специально разрабатываемые для этой цели корреляционные соотношения.

В течение многих лет важным тестом для измерения сопротивления корпусных сталей разрушению является эмпирический тест на ударную работу разрушения исходных и облученных стандартных образцов Шарпи с V-образным надрезом. На Рис.1.1 показана типичная кривая вязко-хрупкого перехода (сериальная кривая) для образцов Шарпи. При низких температурах (в пределах нижнего шельфа) сериальная кривая соответствует режиму хрупкого разрушения, при промежуточных температурах - переходному режиму, при высоких температурах (в пределах верхнего шельфа) - режиму вязкого разрушения.

Рис.1. Влияние температуры испытания на энергию, поглощенную при разрушении образцов Шарпи (сериальная кривая).

Влияние нейтронного облучения на материалы КР проявляется в смещении сериальной кривой испытания образцов Шарпи в область более высоких температур. Определяя температуру вязко-хрупкого перехода как соответствующую данному энергетическому уровню на сериальной кривой, можно определить сдвиг этой

Uppf Hulf <1*д<ии

I }

ТацпМ температуры для данного флюенса нейтронов. Другой характеристикой, определяющей влияние облучения, является величина энергии «верхнего шельфа», которая снижается с ростом флюенса.

По мере усовершенствования анализа напряженного состояния и процесса разрушения стали внедряться методы определения вязкости разрушения на основе линейной механики разрушения. Это повлекло за собой развитие работ по установлению корреляции между результатами ударных испытаний образцов Шарпи и испытаний на вязкость разрушения.

В процессе эксплуатации ядерных энергетических реакторов происходит постоянное накопление новых экспериментальных данных, получаемых как в результате реализации программ образцов-свидетелей, так и исследовательских программ. При этом совершенствуются методы мониторинга условий облучения. Кроме того, осуществляется поиск и разработка новых методик анализа экспериментальных данных, включая разработку более обоснованных корреляционных соотношений, с целью получения более надежных оценок параметров РО материалов КР. Наконец, совершенствуются методики прочностных расчетов, а также проводится уточнение критериев, гарантирующих безопасную эксплуатацию КР. По мере накопления обновленной экспериментально-методической базы необходимо осуществлять переоценку предыдущих рекомендаций на основе обобщения и анализа всей совокупности данных с учетом новых методических разработок. Такая работа периодически проводится во всех странах, в которых эксплуатируются АЭС.

В настоящей работе, применительно к испанским энергетическим реакторам, дан современный анализ ряда важных аспектов, относящихся к проблеме получения адекватных оценок эксплуатационного ресурса корпусов реакторов. Акцент сделан на применении новых подходов к определению параметров РО материалов КР и анализа экспериментальных данных, включая разработанные в последнее время универсальные корреляционные соотношения для прогнозирования параметров РО, получаемых по данным ударных испытаний образцов Шарпи, а также новую методическую разработку определения температурной зависимости вязкости разрушения на основе концепции «Мастер-кривой». Проведен анализ влияния, которое следует ожидать при внедрении этих перспективных разработок в нормативную практику оценок эксплуатационного ресурса КР испанских реакторов PWR.

Похожие диссертационные работы по специальности «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», 05.14.03 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Баллестерос Антонио

6.5 Выводы

Дано описание усовершенствованной методики расчета коэфициента интенсивности напряжения для постулируемой трещины и определения минимальной его величины в режимах разогрева и расхолаживания реактора.

На основе использования усовершенствованной расчетной методики определения предельных кривых «давление-температура» разработана машинная программа OPERA 96, с помощью которой проведены аттестационные расчеты этих кривых для некоторых режимов работы испанских реакторов в стационарном режиме, а также при различных скоростях разогрева и расхолаживания реактора.

Показана хорошая сопоставимость полученных результатов с соответствующими данными, полученными ранее XI рабочей группой ASME. Единственное существенное расхождение результатов имеет очевидное объяснение. Программа OPERA 96, разработанная в данной работе, заслуживает доверия и может быть использована для определения допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

7. Программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов

На основе проведенного в настоящей работе анализа предлагается перспективная программа усовершенствования существующего мониторинга корпусов испанских реакторов. Программа концентрирована на учреждении новых методик и внедрении концепции «Мастер-кривая» в ныне существующую систему мониторинга за состоянием корпусов и оценках охрупчивания испанских промышленных ядерных реакторов.

7.1 Цели программы

Главные цели программы следующие:

1. Обосновать корреляцию между ДТо и ДТ4п с различными типами нормативных образцов, а также с вновь учреждаемыми образцами, испытываемыми в рамках программ мониторинга испанских ядерных реакторов (PWR и BWR).

2. Внедрить в практику специальную методологию, основанную на концепции «Мастер-кривая», для анализа структурной целостности корпусов реакторов.

3. Провести анализ влияния новой методологии на эксплуатационные возможности отобранных для исследования реакторов, в частности, на предельные кривые давление-температура и набор точек системы LTOP.

7.2 Основные задачи программы.

Предлагаемая программа включает в себя решение следующих задач, детальная разработка которых будет проведена впоследствии:

Задача 1: Восстановление и транспортировка в «горячую» камеру облученных образцов-свидетелей. Разрушенные образцы в настоящее время сохранены на нескольких испанских атомных электростанциях. Этот материал сохраняется и анализируется как часть стандартной программы образцов-свидетелей.

Залача 2: Реконструкция образцов Шарпи. Достаточное количество образцов Шарпи с предварительно выращенной трещиной должны быть подвергнуты машинной переделке таким образом, чтобы сделать возможным определение нормативной температуры То на основе концепции «Мастер-кривой». Методика реконструкции должна соответствовать требованиям ASTM Е1253 «Реконструкция облученных образцов Шарпи». Выращивание трещины должно выполнятся в соответствии с ASTM Е1921-97 Section 7.7.

Задача 3: Реконструкция компактных испытательных (СТ) образцов. В настоящее время в Испании имеется опыт этого типа реконструкции, но только на необлученных образцах. Современные результаты (конференция МАГАТЭ по концепции «Мастер-кривой» в Праге, сентябрь, 2001) свидетельствуют, что имеет место сдвиг около 10°С в значениях нормативной температуры То, определяемой на образцах Шарпи с выращенной трещиной, по сравнению со значениями То, полученными при использовании СТ-образцов. Это является следствием различной геометрии, но не размерных эффектов. На рисунке 7.1 показан тип реконструкции, предложенной для СТ-образцов.

Задача 4: Развитие специальной методологии, основанной на использовании нормативной температуры RTro, применительно к анализу структурной целостности корпусов реакторов, и определения ее влияния на предельные кривые давление-температура.

Трещина ^ ш°в

Рис. 7.1 Схема реконструкция СТ-образцов

8. Заключение

На примере испанских реакторов PWR дан анализ современного состояния проблемы радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и перспектив повышения надежности оценок их эксплуатационного ресурса. По содержанию и результатам диссертационной работы можно сделать следующие заключения и выводы:

• Одинаковая конструкция испанских реакторов PWR и подобие программ их мониторинга являются благоприятными факторами для более представительного анализа данных по образцам-свидетелям, позволяющим легко идентифицировать возможные аномалии в любом конкретном реакторе. С целью полного и эффективного использования накопленных данных по испытанию образцов-свидетелей, полученных на испанских реакторах PWR, в рамках настоящей работы автором проведены сбор и оценка достоверности этих данных. Данные были собраны из первичной документации, представляемой при изготовлении корпуса и образцов-свидетелей, а также официальных материалов, сообщающих о результатах анализа выгруженных капсул с образцами-свидетелсми и результатах их испытания.

• По стандартному электронному формату, рекомендованному МАГАТЭ, впервые создана база данных по образцам-свидетелям, относящимся к семи испанским реакторам PWR, находящимся в эксплуатации, а именно, Almaraz NPP (блоки I и II), Asco NPP (блоки I и II), Vandellos II NPP, Trillo I NPP и Jose Cabrera NPP.

• Проведен сравнительный анализ совместного влияния ошибок определения флюенса и химической композиции на погрешность ARTndt для ряда известных корреляционных соотношений, используемых в разных странах. Для этих корреляционных соотношений показано различие как в величине 6(ARTndt), так и в относительном вкладе в погрешность, обусловленную влиянием дозового и химического фактора. Относительный вклад, вносимый дозовым и химическим членами в общую погрешность ARTndt, зависит от величины флюенса, концентраций остаточных элементов, ошибок их определения и от вида корреляционного соотношения для ARTndt

• Корреляционное соотношение PWR-ES/BC, будучи примененное к испанским данным по образцам-свидетелям, дает наименьшую погрешность ARTndt при содержании в них меди, менее 0.1%. При больших содержаниях меди предпочтительно использовать корреляционные соотношения из Regulatory Guide 1.99, rev.2, которые фактически и используются в качестве нормативнативных для испанских реакторов PWR.

• Новые корреляционные соотношения Eason et al. [29], разработанные в США для вычисления параметров RTndt и USE, были применены для анализа данных по образцам-свидетелям испанских реакторов. Эти соотношения позволяют получать более обоснованные предсказания этих параметров по сравнению с ныне действующими нормативными соотношениями Regulatory Guide 1.99, Rev.2, поскольку обеспечивают более низкое значение дисперсии. Они включают в себя существенные усовершенствования, позволяющие учитывать дополнительные независимые факторы: температуру и время облучения, содержание фосфора, способ производства материала, помимо тех, которые учитываются в моделях, включенных в Regulatory Guide 1.99, Rev. 2.

• Для испанских реакторов типа PWR, как следует из рисунков 4.4 и 4.5, имеет место хорошее согласие между вычисленными по новым корреляционным соотношениям значениями ARTndt и USE и измеренными в рамках программ образцов-свидетелей значениями. Сопоставление предсказанных с помощью корреляционных соотношений значений сдвига температуры перехода на конец проектного ресурса (ARTndt eol) показывает (см. таблицу 4.2), что новые соотношения дают для 5 из 7 реакторов более высокие значения ARTndt eol> чем ныне действующие нормативные соотношения. Поэтому в случае утверждения усовершенствованных соотношений в качестве нормативных возможен пересмотр проектного ресурса, по крайней мере части реакторов, преимущественно в сторону его уменьшения.

• С помощью нового корреляционного соотношения Eason et al., учитывающего, в частности, влияние на параметры РО температуры облучения, проанализирована аномальная ситуация, возникшая в одном из испанских реакторов и связанная с завышением температуры, оцененной по поведению плавких мониторов, в месте размещения капсул с образцами-свидетелями. Согласно проведенному анализу, наиболее вероятной причиной расплавления индикаторов с температурой плавления 579°F является перегрев ОС в течение всего периода облучения. Была оценена также поправка к температуре перехода RTndt корпуса данного реактора, которая ранее была установлена по данным образцов-свидетелей в предположении, что температура их облучения соответствовала проектной для КР величине.

Использование корреляционного соотношения Eason et al., учитывающего также влияние фосфора, позволило сделать заключение, что в изменение параметров РО испанских сталей вносят вклад механизмы, связанные с присутствием в этих сталях фосфора. Проведенный анализ дозной зависимости отношения изменения предела текучести к сдвигу температуры вязко-хрупкого перехода, измеренному при испытаниях образцов-свидетелей, дает основание полагать, что основным является упрочняющий механизмом влияния фосфора. Данный и предыдущий пункты заключения отражают дополнительные, кроме оценки параметров РО, возможности, связанные с использованием новых усовершенствованных корреляционных соотношений для решения важных практических задач.

Проведен анализ, основанный на использовании концепции "Мастер-кривая" для оценок вязкости разрушения материалов корпусов испанских реакторов PWR. Как следует из рис. 5.1 и 5.2, новый подход, основанный на использовании концепции Мастер-кривой, менее консервативен, чем традиционный ASME-подход. Поэтому при использовании Мастер-кривой при прочих рдинаковых условиях допустимо более широкое "операционное окно".

Разработана модифицированная методика, а также программа OPERA 96, реализующую эту методику, для автоматизированных расчетов предельных кривых "давление-температура" в режимах разогрева и расхолаживания реактора, а также в условиях гидростатических испытаний для испанских корпусов реакторов PWR. На конкретных примерах проведены аттестационные машинные расчеты. Хорошая сопоставимость результатов этих расчетов с соответствующими данными, полученными XI рабочей группой ASME, свидетельствует, что программа OPERA 96 заслуживает доверия и может быть использована для определения предельно допустимых кривых давление-температура в действующих реакторах.

Предложена программа перспективных исследований по усовершенствованию существующего мониторинга корпусов испанских реакторов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Баллестерос Антонио, 2003 год

1. ASME Boiler and Pressure Vessel Code. An American National Standard, Sect. XI, «Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components», American Society of Mechanical Engineers, New York, 1993.

2. Strosnider, J., et al., "Reactor Pressure Vessel-Status Report", NUREG-1511, USNRC, Washington DC. 1994.

3. IAEA-TECDOC-1120, "Assessment and management of ageing of major NPPcomponents important to safety: PWR Pressure Vessels", IAEA, Vienna, Oct. 1999.

4. EPRI TR-100251, "White paper on RPV Integrity Requirements for Level A and В Conditions", EPRI January 1993.6. "Rules for Design and Safe Operation of Components in NPPs", Test and Research Reactors and Stations, Metallurgia, Moscow, 1973.

5. ASTM E 185-82, "Standard Practice for Conducting Surveillance Tests for Light-Water Cooled Nuclear Power Reactor Vessels".8. "Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials", United States Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.99 Rev. 2, 1988.

6. Sicherheitstechnische Regeln des KTA, KTA 3203, Uberwachung der Strahlenversprodung von Werkstoffen des Reaktordruckbehalters von Leichtwasserreaktoren (1984), (Surveillance of Irradiation Embrittlement of Light Water Reactors).

7. Title 10 of the Code of Federal Regulations, Part 50, Appendix G, "Fracture Toughness Requirements", Office of the Federal Register, National Archives and Records Administration, US Government Printing Office, Washington D.C.

8. Appendix H to CFR Part 50, "Reactor Vessel Material Surveillance Requirements", Office of the Federal Register, National Archives and records Administration, Washington DC, 1995.

9. ASTM E 8-93 "Standard Test Methods for Tension Testing of Metallic Materials".

10. ASTM E 21-92, "Standard Test Methods for Elevated Temperature Tension Tests of Metallic Materials".

11. DIN EN 10 002 part 1, Zugversuch, Prufverfahren bei Raumtemperatur, (Tension Test, Test Procedures at Room Temperature).

12. GOST 1497-73 (ST SEV 471-77) Metals. Tensile Tests Technique. Edition of Standards, Moscow, 1983.

13. GOST 9651-73 (ST SEV 1194-78) Metals. Tensile Tests Technique at Higher Temperature. Edition of Standards, Moscow, 1981.

14. ASTM E 23-94b, "Standard Test Method for Notched Bar Impact Testing of Metallic Materials".

15. DIN 50 115 Kerbschlagbiegeversuch (Notch Impact Test).

16. GOST 9454-78 (ST SEV 472-77) Metals. Impact Bend Test Technique at Room Temperature. Standard Publishing House. Moscow, 1982.

17. ASTM E 1290-99, "Test Method for Crack-tip Opening Displacement (CTOD) Fracture Toughness Measurement".

18. ASTM E 1921-97 "Test Method for Determination of Reference Temperature T„ for Ferritic Steels in the Transition Region"

19. ASTM E 1820-99a "Test Method for Measurement of Fracture Toughness"

20. Assosiation Francaise Pour Les Regies De Conception Et De Construction des Materiels Des Chaudieres Electronucleares, "Regies de surveillance en exploitation des materiels mecaniques des ilots nucleaires REP". RSEM edition 1990 and 1996, AFCEN, Paris.

21. E.D. Eason, J.E. Wright and Odette, "Improved Embrittlement Correlations for Reactor Pressure Vessel Steels", NUREG/CR-6551, November 1998.

22. K. Wallin, The scatter in kic results, Engineering Fracture Mechanics, 19(6), pp.1085 1093,1984.

23. K. Wallin, Saario and K, Torronen, Statistical model for carbide induced brittle fracture in steel, Metal science, 18,pp. 13-16,1984.

24. S.T. Rosinski, W.L. Server, S. Byrne, K. Yoon R. Lott, Application of Master Curve fracture toughness methodology for ferritic steels, EPRI report TR-108390, April 1998.

25. C.Naudin, J.M.Frund and A.Pineau, "Intergranular Fracture Stress And Phosphorus Grain Boundary Segregation Of A Mn-Ni-Mo Steel", Scripta Mater., 40 (9), 1013-1019 (1999).

26. B.A.Gurovich, E.A.Kuleshova, Ya.I.Shtrombakh, O.O.Zabusov and E.A.Rrasikov, Intergranular And Intragranular Phosphorus Segregation In Russian Pressure Vessel Steels Due To Neutron Irradiation", J.Nucl.Mater., 279, 259-272 (2000).

27. P.Platonov, Ja.Strombach, A.Kryukov, B.Gurovich, Ju.Korolev and J.Shmidt, "Results On Research Of Templates From Kozloduy-1 Reactor Pressure Vessel", Nuclear Engineering & Design, 191 (3), 313-325 (1999).

28. ASME Code Case N-640. Alternative Reference Fracture Toughness for Development of P-T Limit Curves, Section XI, Division 1. February 26,1999.

29. M. A. Sokolov and R. K. Nanstad, Comparison of irradiation-induced shifts of Kjc and Charpy impact toughness for reactor pressure vessel steels, Effects of radiation on materials: 18 л international symposium, ASTM STP 1325,1999.

30. Regulatoty Guide 1.190 «Calculational and Dosimetry Methods for Determining Pressure Vessel Neutron Fluence».

31. G. Garcia, A. Ballesteros and J. Bros, Methodology of Neutron Transport Calculations and Neutron Dosimetry. RPV Surveillance Programme, Tecnatom document 1С-12. April 2002.

32. Аббревиатура и обозначения

33. ASME American Society of Mechanical Engineers

34. ASTM American Society for Testing and Materials1. CT Compact Test Specimens

35. DBTT Ductile-Brittle Transition Temperature

36. DPA Displacements per Atom

37. EFPY Effective Full Power Years1. EOL End of Life

38. HAZ Weld Heat Affected Zone Material

39. EA CRP International Atomic Energy Agency, Coordinated Research1. Programme1.R Light Water Reactor1. MC Master Curve1. NPP Nuclear Power Plant

40. PVRC Pressure Vessel Research Committee

41. PWR Pressurised Water Reactor

42. RPV Reactor Pressure Vessel1. SP Surveillance Programme

43. WER Vodo-Vodyanoy Energeticheskiy Reaktor (Water Water Energy1. Reactor WWER)ф Neutron Fluence Rate or neutron flux1. Ф Neutron Fluence

44. RTndt Reference Temperature Nil-Ductility Temperature1. USE Upper Shelf Energy

45. ARTndt Increment in Reference Temperature Nil-Ductility Temperature

46. VUSE Decrement in Upper Shelf Energy1. CF Chemistry Factor1. FF Fluence Factor

47. To Master Curve Reference Temperature

48. RTto PVRC Reference Temperature1. Выражение благодарности

49. Автор выражает свою благодарность научному руководителю диссертации А. Крюкову, который с самого начала поддерживал и направлял работу по ее исполнению, оказывал помощь в анализе и интерпретации данных.

50. Особую благодарность выражаю JI. Дебарберису из Европейской комиссии Объединенного Научного Центра (JRC) в Петтене за его ценную помощь в течение проведения данной исследовательской работы.

51. Чрезвычайно признателен П. Платонову и Я. Штромбаху за поддержку в организации защиты диссертации в РНЦ «Курчатовский институт».

52. Выражаю благодарность также A. Alonso, L. Yague, М. Cereceda и J. Bros за поддержку этой работы в Техатоме (Tecnatom), интерес к полученным результатам и их практическому использованию.

53. В заключение, приношу благодарность Ю.Кеворкяну за подготовку русской версии данного документа.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.