CC BY
96
_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _
И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
УДК 621.039.531
О ПРЕДСТАВИТЕЛЬНОСТИ ОБРАЗЦОВ-СВИДЕТЕЛЕЙ
© 2012 г. Е.И. Колоколов
Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.
Поступила в редакцию 22.11.2012 г.
Проанализированы специальные требования к образцам-свидетелям (ОС) ПНАЭ Г-7-008-89. Показано, что нормативные требования содержат неопределенности, допускающие различные толкования при отборе материалов при изготовлении ОС. Это приводит к дефициту их представительности при оценке остаточного ресурса эксплуатируемых атомных реакторов. Предложен новый подход к формированию проб для изготовления ОС. На основе данного подхода предложено техническое решение по изготовлению ОС для корпусов ВВЭР-1000, находящихся на заводе «Атоммаш» на ответственном хранении. Предложено дополнить программу испытаний ОС, введя в нее оценку критерия, свидетельствующего о возможности появления в материале, охрупченном в результате радиоактивного облучения, усталостной трещины и ее подрастании до критического размера.
Ключевые слова: образцы-свидетели, корпуса реакторов, основной металл, металл шва, радиационная стойкость, охрупчивание, активная зона, штатные обечайки, кольцевая сварная проба, химический состав, примесные элементы, фрактографический метод, вязко-хрупкий переход.
Контроль за состоянием корпусных материалов реакторов типа ВВЭР-1000 с помощью ОС является неотъемлемой частью научно-технического сопровождения безопасной эксплуатации АЭС. Анализ данных, полученных при испытаниях ОС первых сроков освидетельствования металла корпусов реакторов (КР) показал [1-4], что поведение основного металла подтверждает нормативные сроки эксплуатации, в то время, как на радиационную стойкость сварных швов влияет повышенное содержание никеля (и в определенной степени марганца), приводящее к ускоренному охрупчиванию по сравнению с проектной величиной.
Результаты детальных лабораторных исследований и эксплуатационного контроля свойств основного металла и сварных соединений КР по программе ОС позволили оценить влияние на радиационную стойкость примесей (Си, Р, лб, Бп, БЬ) и легирующих элементов (N1, Б1, Мп) [1, 2]. Это дало возможность сформулировать требования к материалам реакторов для вновь строящихся энергоблоков. Наиболее важным результатом исследований стала выработка подхода к обеспечению химического состава и структурного состояния металла сварных швов, обеспечивающих нормативный срок эксплуатации. Логичным аспектом материаловедческого сопровождения ВВЭР повышенной безопасности и ресурса является усовершенствование программ ОС в направлении разработки их более информативной версии, в максимальной степени учитывающей фактические условия эксплуатации.
Существующим программам ОС присущи недостатки, главной из которых является дефицит представительности. Основные усилия исследователей направлены
©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2012
на более полный учет условий облучения: температуру облучения, флюенс и др. Предлагается также перейти к адаптируемым программам ОС, в которых облучаются заготовки штатных материалов, а образцы актуальных типов изготавливаются после выгрузки из реактора [5]. Возможность изготовления испытательных образцов из блоков облученного металла частично уже реализована в рамках отечественных и зарубежных программ исследования трепанов, вырезанных из корпусов остановленных реакторов [5]. Однако для реакторов ВВЭР-1000 такую работу пока еще только предстоит выполнить.
В настоящее время проводятся работы по усовершенствованию программ ОС. Основой для этих программ служат нормативные документы ПНАЭ Г-7-008-89 «Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» [6] и ПНАЭ Г-002-86 «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» [7]. «Согласно требованиям Российских норм к программам ОС, образцы для контроля свойств металла корпуса реактора должны изготавливаться из: основного металла, металла сварного шва, металла зоны термического влияния. Исходным материалом для ОС основного металла является металл пробного кольца одной из обечаек корпуса реактора, расположенных против активной зоны. Он подвергается тому же комплексу термических обработок и проходит тот же контроль, что и обечайка, от пробного кольца которой он отобран. Исходным материалом для ОС сварного шва и зоны термического влияния является кольцевая сварная проба, изготовленная путем сварки двух колец той же толщины, по той же разделке, при тех же режимах и методах сварки, теми же исполнителями с применением сварочных материалов той же партии, что и сварные швы обечаек активной зоны. Сварная проба подвергается тому же комплексу термических обработок, что и сварные швы корпуса реактора, расположенные напротив активной зоны. В состав ОС должны входить: контрольные комплекты, облучаемые комплекты, температурные комплекты, нейтронно-активационные индикаторы и индикаторы определения температуры облучения».
Эта цитата взята из доклада «Современные требования к программам контроля корпусов реакторов в процессе эксплуатации по ОС для ВВЭР-1000», представленном ОКБ «Гидропресс» на конференции МНТК-2010 «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» [8]. Такой же принцип формирования проб сформулирован в том же докладе и для вновь разрабатываемых проектов РУ типа ВВЭР-1000.
Беспокоит следующее - дефицит представительности ОС заложен уже в самом принципе изготовления проб, сформулированном в ПНАЭ Г-7-008-89. В нормах заложены некоторые неопределенности относительно отбора материала, которые позволяют по-разному трактовать их содержание. Рассмотрим эти неопределенности подробнее.
Пункт 7.7.8. «Для изготовления образцов-свидетелей должны использоваться припуски штатных заготовок, из которых выполняются элементы оборудования и трубопроводов или (при невозможности изготовления из припусков) из штатных материалов или полуфабрикатов». Не совсем понятно, о каких штатных заготовках идет речь. И сталь 15Х2НМФА, и сталь 15Х2НМФА-А - штатные. По логике должна быть вторая сталь, если основная цель - отследить радиационное охрупчивание. Но этого не указано. Какие припуски, из какой части обечайки? Донная часть или прибыльная - это что - не важно? Далее в правилах следует вариант, когда припусков нет. Ответ - используем штатные материалы или полуфабрикаты. Но все штатные заготовки для данного конкретного реактора идут для изготовления корпуса. Если одну из них порезать на пробы, она уже не станет штатной. Значит используем штатную
поковку от следующего реактора, а для того откуем новую? И опять-таки - а какая все же сталь? Складывается впечатление, что отбор металла для ОС осуществляется по остаточному принципу.
Пункт 7.7.9. «Образцы-свидетели для контроля изменения свойств основного металла корпусов реакторов должны вырезаться из припусков штатных обечаек, располагаемых напротив активной зоны реактора». Вот из этого пункта понятно, что это должна быть сталь 15Х2НМФА-А. Здесь не указано, от какой части поковки следует отбирать металл - от донной или от прибыльной. Кроме того, из формулировки следует, что можно использовать и припуск от нижней части опорной обечайки, которая примыкает к активной зоне. Но в ней совсем другая металлургическая история, а толщина стенки больше, чем в обечайках активной зоны.
Пункт 7.7.10. В этом пункте об ОС металла сварного шва ничего не сказано о том, какие кольца нужно использовать для сварки - из каких обечаек, из какой стали. Известно, что сталь 15Х2НМФА содержит значительно больше примесей, вредных с точки зрения и радиационного, и теплового охрупчивания. Крайние валики, выполненные методом АСФ, содержат эти примеси, так как присадочные материалы перемешаны с основным металлом. В докторской диссертации А.А. Чернобаевой, выполненной в РНЦ «Курчатовский институт» и посвященной проблемам радиационного охрупчивания материала корпусов реакторов, показано, что критическая температура хрупкости металла шва, отобранного таким образом, что надрез располагается на расстоянии 8 мм от линии сплавления выше, чем для центральной части шва [9], т.е. приходится на крайние валики!
Складывается однозначное мнение по поводу отбора металла сварных проб для ОС. Кольца для их изготовления выполняются из стали 15Х2НМФА, так как это не противоречит ни п. 7.7.8, ни п. 7.7.10 ПНАЭ Г-7-008-89. Но если это так, то представительность сварных проб для ОС, как минимум, требует дополнительного обоснования. Результаты испытаний образцов, вырезанных из ЗТВ такого металла, вообще нет смысла обсуждать. Для металла шва, в случае, если часть ОС вырезана из узкой части разделки, среднее значение критической температуры будет повышено. Но именно на результатах испытаний ОС сварных швов, выполненных подобным образом, делается вывод об их недостаточной радиационной стойкости [1, 2].
Вызывает определенное сомнение и то, что сварные пробы выполняются теми же исполнителями, с применением сварочных материалов той же партии или плавки, что и сварные швы обечаек активной зоны. Дело в том, что объем наплавленного металла достаточно велик, швы выполняются не одновременно, причем, для самого реактора, естественно, в первую очередь. Одной партии флюса или одной плавки проволоки вполне может и не хватить.
П. 7.7.11. «Заготовки (включая сварные соединения) для изготовления образцов-свидетелей должны подвергаться той же термической обработке, что и контролируемые изделия в процессе их изготовления и монтажа». Это можно прокомментировать следующим образом. «Той же термической обработке» в процессе изготовления означает, что в той же печи и одновременно. Иначе, это будет подобная термообработка, но не та же.
Неопределенности в ПНАЭ Г-7-008-89 относительно специальных требований к ОС, допускающие различные толкования, в некоторой степени обесценивают программу ОС. На заводах-изготовителях эти неопределенности всегда истолковываются определенным образом - в сторону упрощения и удешевления процесса изготовления. С научной точки зрения программы чрезвычайно ценны и позволили значительно продвинуться в изучении процессов радиационного [1,2,9] и теплового [10] охрупчивания материалов корпуса реактора, влияния химического
состава, условий облучения и других факторов [3,4,9]. Являются ли эти образцы «свидетелями» поведения материала данного конкретного реактора, позволяющими прогнозировать и корректировать его остаточный ресурс? В этом есть сомнение.
Учитывая результаты многочисленных исследований по ОС, назрела пора менять сам подход к формированию проб. Во-первых, металлурги уже накопили опыт выплавки и изготовления обечаек с одинаковым (в пределах допуска и по основным и по примесным элементам) химическим составом и свойствами [11, 12]. Результаты испытаний контрольных проб от обечаек, выпущенных реакторов, после основной термической обработки и после дополнительных отпусков положительные и находятся в узком интервале значений. Положительными являются и результаты испытаний ОС основного металла. Это означает, что разброса свойств от плавки к плавке, при их химическом составе в пределах допуска по основным и примесным элементам и правильно проведенной термической обработке, нет.
В связи с вышеизложенным (в том числе и с неопределенностью по отбору проб основного металла, допускаемого ПНАЭ Г-7-008-89) возникает вопрос: «Нужны ли нынешние жесткие требования ГАН относительно принадлежности материала проб основного металла для ОС конкретному корпусу реактора?». Вряд ли. А вот проверка химсостава на соответствие нормам, включая примеси, для различных обечаек, в том числе и предназначенные для отбора проб для ОС, с предъявлением представителям ГАН (или даже проведение независимого контроля) - нужна.
Второе. Исследования в рамках программ ОС показали, что радиационная стойкость сварных швов зависит в первую очередь от их химического состава: содержания Mn, Si и особенно №, его взаимодействие с ^ и P, а также наличия таких примесей, как Sn, Sb и As [11]. А вот разброса значений, в зависимости от номеров плавки или партии сварочных материалов (при химическом составе металла шва в пределах нормы), не прослеживается. В работах, выполненных в НПО «ЦНИИТМаш», ЦНИИ «Прометей» показано, что изменением состава флюса и режимов сварки можно корректировать состав и свойства наплавленного металла, в том числе и содержание примесей [1, 11]. Таким образом, как и для основного металла, для сварных швов определяющими при оценке свойств являются технологические параметры, а не различие в номерах плавки или партии.
Напрашивается вывод о том, что для изготовления проб для ОС совсем не нужно отбирать по остаточному принципу металл от штатных обечаек. Подход может быть таким. Весь металл для корпусов реакторов новых энергоблоков выплавлять из одной и той же стали с составом, наиболее предпочтительным с точки зрения сопротивления радиационному охрупчиванию. Обечайки активной зоны выковываются из плавок, лучше всего подходящих для этой цели. Одна из таких обечаек, поступивших на завод-изготовитель корпусов реакторов после всех технологических переделов, включая выполнение разделки кромок под сварку, разрезается пополам на два кольца, сваривается по штатному режиму донной частью с прибыльной и становится, таким образом, пробой для ОС. Термообработка осуществляется одновременно с другими обечайками активной зоны. Эта же обечайка может быть использована и для пробы другого реактора, изготавливаемого в близкий временной период.
Данный подход может быть использован для решения еще одной серьезной проблемы. На заводе «Атоммаш» на ответственном хранении находятся 6 корпусов реакторов ВВЭР-1000, изготовленных там в послечернобыльский период в полном соответствии с новыми требованиями ПНАЭ Г 7-008-89 и прошедшие жесткую приемку ГАЭН СССР. В настоящее время технического решения о дальнейшем использовании этих корпусов нет, так как у них отсутствуют комплекты ОС. Проблему с ОС этих реакторов можно решить, использовав материал обечаек и сварных
соединений активной зоны одного из них.
Основанием для такого решения является то, что все заготовки для этих реакторов были поставлены теми же поставщиками, в один и тот же временной период и имеют химический состав в пределах узкого допуска. Все применявшиеся сварочные материалы были изготовлены цехом флюсов и электродов ПО «Атоммаш», были аттестованы и приняты ГАЭН. Химический состав сварных швов соответствует требованиям нормативной документации и находится в узком интервале значений. Изготовление корпусов осуществлялось в одном и том же цехе, тем же коллективом аттестованных работников, по аттестованным технологиям и на аттестованном оборудовании в течение непрерывного временного периода. Согласно технической документации свойства материалов после проведения всех термообработок для всех корпусов находятся в узком интервале между верхними и нижними значениями.
Фактически, применение материала самого уже изготовленного реактора не требует обоснования представительности, так как он изначально предназначен для работы в условиях реального облучения энергетического реактора. Тем не менее, необходимо проведение химического анализа материала основного металла и сварных швов всех данных реакторов методами неразрушающего рентгеноспектрального анализа по наружной поверхности. Это позволит произвести селективный отбор мест для проб ОС, предназначенных разным реакторам, с учетом их химического состава. Выбор корпуса реактора, из которого будут изготовлены ОС, должен осуществляться на основе данного предварительного анализа и имеющихся архивных данных.
Уникальная возможность провести детальное исследование целого реактора, предназначенного для эксплуатации, позволяет рассмотреть ряд других вопросов, которые практически невозможно решить другими способами. Первое - появляется возможность рассмотреть химический состав, структуру и свойства металла самого реактора, а не контрольных проб, разрушающими и неразрушающими методами, сопоставив результаты с имеющимися материалами по пробам других реакторов. Второе - появляется возможность исследовать свойства материала ЗТВ под антикоррозионной наплавкой на различных ее участках непосредственно на реакторе. Третье - проведя неразрущающий контроль сварных соединений методами с повышенной чувствительностью, можно выбрать места с предполагаемыми реальными технологическими дефектами, что позволит провести исследования их характера и влияния на сопротивление малоцикловой усталости и другие механические свойства. Четвертое - вырисовывается возможность проведения дополнительных исследований влияния радиационного охрупчивания на долговечность реального материала, отобранного из активной зоны изготовленного корпуса реактора. Это вызвано тем, что имеющиеся данные о результатах испытаний образцов-свидетелей, пока нельзя считать однозначными.
Можно привести и другие возможности по проведению исследований - в частности, об информативности результатов реализуемых программ исследования ОС. Согласно докладу Г. П. Карзова на МНТК-2010, фактический срок безопасной эксплуатации реактора неизвестен, так как не может быть определен прямыми экспериментами [13]. Поэтому в настоящее время срок безопасной эксплуатации определяется расчетным методом при проектировании и затем подвергается корректировке в процессе эксплуатации. Оценка эта косвенная и, естественно, должна быть консервативной. Для расчетов используются методы механики разрушения, с помощью которых определяется критический размер дефекта (ар). Если трещина превысит этот размер, может произойти катастрофическое разрушение. Понятно, что эта расчетная величина совсем не обязательно отражает реальное состояние металла эксплуатируемого реактора. Консерватизм оценок понуждает исследователей активно
работать над этой проблемой. Г.П. Карзов призывает развивать локальный подход в механике разрушения, связывающий ее критерии с физическими механизмами разрушения и структурой материала [13].
Такие работы активно ведутся. Еще в 70-х годах А.Я. Красовский применил фрактографический метод для оценки вязкости разрушения, связав ее величину с размером зоны «вытяжки» в вершине усталостной трещины на компактных образцах при квазихрупком разрушении [14]. Недавно в Курчатовском институте фрактографический метод был применен при исследовании ОС, испытанных на трещиностойкость. Была обнаружена корреляция между расстоянием от места зарождения хрупкого разрушения сколом до вершины усталостной трещины (CID) с коэффициентом интенсивности напряжений KJC [15]. Показано, что зарождение трещины скола осуществляется на округлых неметаллических включениях типа SiO2. Применение статистических методов обработки поверхностей хрупкого разрушения, осуществленные в работах А.А. Чернобаевой, С.В. Скородумова и др. [16], позволило установить, что энергоемкость межзеренного разрушения и разрушения сколом в интервале вязко-хрупкого перехода практически не отличается.
Тем не менее, пока еще нет ясности в вопросе, каким должно быть состояние облученного материала, чтобы в нем зародилась и подросла трещина критического размера. Существование этой неясности будет сохранять консервативность оценок ресурса. Полезным было бы проведение дополнительного обследования исследованных ОС, испытанных для определения сдвига критической температуры ДТк, с измерением деформационной характеристики [17] - степени искажения формы образца в зоне концентратора напряжений. Наличие такого искажения говорит о том, что материал при данной температуре еще не достиг критической степени охрупчивания.
Наиболее вероятным и практически единственным механизмом подрастания трещины до критического размера, который может реализоваться в материале корпуса реактора - это усталостный механизм. Структурно-чувствительным параметром распространения усталостной трещины является показатель степени m в уравнении Пэриса dL/dN=^Km [18, 19]. В материале, охрупченном при радиационном или тепловом воздействии, в интервале вязко-хрупкого перехода на усталостном изломе, на фоне типично усталостного рельефа с характерными усталостными бороздками, появляются локальные участки межзеренного разрушения или отдельные фасетки скола [19]. Угол наклона кривой Пэриса резко увеличивается, т.е. растет коэффициент m. Такой результат был получен, в частности, и при испытании компактных образцов стали 15Х2МФА, испытанных на усталость в интервале ВХП [20]. Проведение таких исследований и соответствующие испытания ОС позволят оценить возможность ускоренного развития усталостной трещины радиационно-охрупченного материала.
ВЫВОДЫ
1. Существующим программам ОС присущ дефицит представительности, один из которых заложен уже в самом принципе изготовления проб, сформулированном в ПНАЭ Г-7-008-89. В нормах заложены некоторые неопределенности относительно отбора материала, которые позволяют по-разному трактовать их содержание.
2. Анализ результатов испытаний контрольных проб основного металла и сварных соединений различных реакторов, а также испытаний ОС, показывает, что свойства, в том числе радиационное охрупчивание, зависят от содержания основных и примесных элементов. Однако нет разброса свойств, связанного с изменением плавки или партии материалов, при отсутствии отклонений от марочного состава стали и соблюдении режимов термической обработки.
3. Для изготовления ОС для корпусов реакторов, находящихся на ответственном хранении на территории завода «Атоммаш», можно использовать материал активной зоны одного из корпусов. Для выработки технического решения по отбору проб для ОС необходимо провести детальное обследование всех корпусов неразрушающими методами и лабораторные исследования отобранного корпуса, в сопоставлении с имеющимися данными и накопленным опытом. По результатам исследования произвести селективный отбор проб для ОС остальных корпусов реакторов.
4. Необходимо проведение дополнительных исследований влияния радиационного охрупчивания на долговечность реального материала, отобранного из активной зоны изготовленного корпуса реактора. Это вызвано тем, что имеющиеся данные о результатах испытаний ОС, относительно остаточного ресурса эксплуатируемых реакторов, пока нельзя считать однозначными.
5. Информативность результатов испытаний ОС можно существенно повысить, введя в программу контроля испытания на циклическую трещиностойкость с построением кривой Пэриса и определением структурно-чувствительного параметра -показателя степени m, зависящего от степени охрупчивания материала. Увеличение этого параметра будет свидетельствовать о возможности появления и подрастания усталостной трещины до критического размера.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Морозов, А.М., Николаев, В.А., Юрченко, Е.В. О влиянии легирующих элементов на радиационное охрупчивание никельсодержащих корпусных материалов реакторов ВВЭР-1000 [Текст] / А.М. Морозов ; В.А. Николаев ; Е.В. Юрченко // Вопросы атомной науки и техники. - 2004. - №3. - С. 46-52.
2. Гурович, Б.А., Штромбах Я.И. Структурные критерии выбора режима восстановительного отжига материалов корпусов реакторов ВВЭР-1000 [Текст] / Б.А. Гурович ; Я.И. Штромбах и др. // Вопросы атомной науки и техники. - 2010. - №5. - С. 50-57.
3. Гриник, Э.У., Ревка, В.Н. Радиационное охрупчивание корпусных сталей с различным содержанием никеля [Текст] / Э.У. Гриник ; В.Н. Ревка и др. // Вопросы атомной науки т техники. - 2005. - №3. - C. 73-77.
4. Буканов, В.Н., Вишневский, И.Н. Мониторинг состояния металла корпусов реакторов ВВЭР-1000 в Украине [Текст] / В.Н. Буканов ; И.Н. Вишневский и др. // Ядерна Ф1зика та енергетика. - 2011. - Т. 12. - №3. - С. 272-280.
5. Красиков, Е.А. Усовершенствование программы образцов-свидетелей для контроля металла корпусов реакторов [Электронный ресурс] / Е.А. Красиков ; коллектив авторов. - Режим доступа: URL: http://www.mntk.rosenergoatom.ru/ - 22.11.2012.
6. ПНАЭ Г 7-008-89. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок [Текст]. - М. : Энергоатомиздат, 1990.
7. ПНАЭ Г-002-86 «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» [Текст]. - М. : Энергоатомиздат, 1989.
8. МНТК-2010. Современные требования к программам контроля корпусов реакторов в процессе эксплуатации по образцам-свидетелям для ВВЭР-1000[Электронный ресурс]. -Режим доступа: URL: http://www.reamntk.ru/dokladi.html/ - 22.11.2012.
9. Чернобаева, А.А. Обоснование моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов и процедуры их применения для оценки состояния эксплуатирующихся корпусов реакторов : автореф. дис. докт. техн. наук [Электронный ресурс] / А.А. Чернобаева. - М., 2009. - Режим доступа: URL: http://dissers.ru/2tehnicheskie/ - 22.11.2012.
10. Петелина, А.А., Юханов, В.А., Шур, А.Д. Оценки изменения сдвига критическоц температуры хрупкости стали 15Х2НМФА в результате термического старения [Электронный ресурс] / А.А. Петелина, В.А. Юханов ; А.Д. Шур. - Режим доступа: URL: http://www.sworld.com.ua/konfer23/317.htm/ - 22.11.2012.
11. Дуб, А.Д. Прогресс на поле технологий. Комплексный компетентный подход и своевременная смена приоритетов в развитии материаловедения. РЭА [Электронный ресурс] / Д А. Дуб. -Режим доступа: URL: http://www.rosenergoatom.info/ - 22.11.2012.
12. Марков, С.И. Металловедческие основы производства заготовок для высоконадежных элементов энергетических и трубопроводных систем : автореф. дис. докт. техн. наук [Электронный ресурс] I С.И. Марков. - М., 2012. - Режим доступа: URL: http://cniitmash.ru/ -22.11.2012.
13. Карзов, Г.П. О сталях для реакторов ВВЭР [Текст] I Г.П. Карзов. - Режим доступа: URL: http://www.atominfo.ru/ - 22.11.2012.
14. Красовский, А.Я., Вайншток, В.А. Критерий разрушения материалов, учитывающий вид напряженного состояния у вершины трещины [Текст] I А.Я. Красовский ; В.А. Вайншток II Проблемы прочности. - 1978. - №5. - С. 64-69.
15. Eрак, А.Д., Кулешова, E-А. Фрактографические исследования образцов-свидетелей основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000, испытанных на трещиностойкость [Электронный ресурс] I А.Д. Ерак ; Е.А. Кулешова. - Режим доступа: URL: http://www.Gidropress.podolsk/ru/ - 22.11.2012.
16. Чернобаева, А.А., Скородумов, С.В. Вклад зернограничного разрушения в изменение критической температуры хрупкости стали 15Х2НМФА и ее сварных соединений [Текст] I А.А. Чернобаева ; С.В. Скородумов и др. II МиТОМ. - 2011. - №8. - C. 27-34.
17. Колоколов, E.И. Исследование особенностей разрушения конструкционных сталей в интервале вязко-хрупкого перехода при различных условиях разрушения : автореф. дис. канд. техн. наук [Текст] I Е.И. Колоколов. - 1979. - 26 с.
18. Ritchie R., Knott J. Acta Metallurgica. - 1973. - v. 21. - №5. - р. 639.
19. Ботвина, Л.Р., Колоколов, E.И. Закономерности развития усталостных трещин в интервале вязко-хрупкого перехода [Текст] I Л.Р. Ботвина ; Е.И. Колоколов II МиТОМ. - 1976. - №8. -С. 45-48.
20. Ботвина, Л.Р., Колоколов, E.H, Бобринский, А.П., Маркочев, В.М. Фрактография и вязкость разрушения сталей при статическом и циклическом нагружении в интервале вязко-хрупкого перехода [Текст] I Л.Р. Ботвина ; Е.И. Колоколов ; А.П. Бобринский ; В.М. Маркочев // Циклическая вязкость металлов и сплавов. - М. : Наука, 1981. - С. 126-134.
About representativeness of reference specimens
E. I. Kolokolov
Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360 e-mail: [email protected]
Abstract - Special requirements for reference specimens (RS) RNNE G-7-008-89 ("Rules of setup and safe using of nuclear power plants' equipment and pipelines") were analyzed. It was occurred that the requirements were ambiguous and could imply some different interpretations in the course of selection materials for reference specimens. It leads to the degression of their representativeness while estimation of exploited nuclear reactors' residual resource. The new approach to the forming of samples for reference specimens making was suggested. On the base of that approach the technical solution for reference specimens making for WWER-1000 vessels was proposed. Today the WWER-1000 vessels are at the plant "Atommash" according to the agreement of bailment. It was also suggested to extend the program of reference specimen testing and add to it the estimation of the criteria testifying a possible fatigue crack and its extreme accretion in the material weakened with radioactive irradiation.
Keywords: reference specimens, reactor vessels, parent metal, joint metal, radiation resistance, making brittle, active zone, standard ferrules, ring welded sample, chemical composition, doped elements, fractographic method, visco-brittle transfer.
