Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА КЛАСС 1 для корпуса реактора проекта ВВЭР-ТОИ

Размещено на http://www.allbest.ru/

Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА КЛАСС 1 для корпуса реактора проекта ВВЭР-ТОИ

Марков С.И.

д.т.н., главный научный сотрудник

ОАО НПО "ЦНИИТМАШ"

Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпуса реактора ВВЭР-ТОИ является единственным технологически обоснованным и полностью освоенным производством вариантом, обеспечивающим проектный ресурс с большим запасом, возможность дальнейших эволюционных усовершенствований и референтность по стали и технологии ее производства 37 корпусов действующих реакторов ВВЭР-1000 (таблица 1).

При изготовлении корпуса реактора с обечайками напротив активной зоны из стали 15Х2НМФА класс 1 обеспечивается радиационный ресурс реакторной установки в течение 100 лет.

Реактор ВВЭР-ТОИ является оптимизированной версией реакторов ВВЭР большой мощности. В основу проекта заложены все преимущества технологии ВВЭР, реализуемые в настоящее время в головных энергоблоках АЭС-2006.

Референтный проект ВВЭР-ТОИ направлен на обеспечение конкурентоспособности российской технологии ВВЭР на международном рынке и ориентирован на последующее серийное сооружение АЭС с ВВЭР-ТОИ как в России, так и за рубежом. За счет оптимизации применяющихся при проектировании, изготовлении оборудования, строительстве и эксплуатации решений проект ВВЭР-ТОИ должен завершить программу эволюционного развития в нашей стране технологии корпусного водо-водяного реакторостроения.

Таблица 1. Референтность корпусов атомных реакторов из стали 15Х2НМФА

Одним из средств подобной оптимизации является совершенствование конструкции корпуса реактора, а также используемых для его изготовления конструкционных материалов. Последние должны обеспечивать возможность модернизации энергоблока и поддерживать необходимый уровень безопасности, исходя из непрерывно возрастающих требований нормативных документов и необходимости периодического получения разрешений на эксплуатацию в период проектного срока службы АЭС.

Как и для корпусов реакторов освоенных проектов, габаритные размеры корпуса реактора ВВЭР-ТОИ определяются условиями перемещения железнодорожным транспортом и размером активной зоны. Условия эксплуатации: расчетное давление Р = 17,6 МПа, давление гидравлического испытания 24,5 МПа, расчетная температура 350°С, максимальные значения флюенса нейтронов с энергией ? 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора за срок службы 60 лет - 4,97·10¹⁹ н/см² при 12-месячном топливном цикле или 4,06·10¹⁹ н/см² при 18-месячном топливном цикле.

Основным отличием корпуса реактора ВВЭР-ТОИ от корпусов ВВЭР предыдущих проектов является отсутствие сварных швов напротив активной зоны. Сварные швы вынесены из зоны облучения. Флюенс нейтронов, накопленный в металле сварных швов, при эксплуатации в течение 60 лет не превысит значения Ф=10¹⁸ н/cм². Такой подход увеличивает запас прочности реактора из стали марок 15Х2НМФ-А и 15Х2НМФА класс 1 с позиций сопротивления хрупкому разрушению, так как металл сварных швов обладает меньшей радиационной стойкостью по сравнению с основным металлом корпуса. Проектом предусматривается увеличение габаритных размеров корпуса реактора ВВЭР-ТОИ, что обеспечивает существенное снижение радиационной нагрузки на стенку корпуса и позволяет обосновать больший его ресурс по критерию сопротивления хрупкому разрушению.

Конструктивно корпус реактора может быть выполнен в двух вариантах: с тремя (фланец и верхняя обечайка зоны патрубка совмещены и изготовлены из одной поковки) и четырьмя поперечными кольцевыми сварными швами. Был проведен технико-экономический анализ эффективности производства заготовок и изготовления корпуса реактора ВВЭР-ТОИ по этим двум вариантам в сравнении с корпусом реактора ВВЭР проекта АЭС-2006. Расчет металлоемкости, стоимости изготовления и длительности циклов заготовительного (выплавка, ковка, термическая и механическая обработка заготовок) и сборочного производства показал абсолютное преимущество варианта конструкции с тремя поперечными кольцевыми сварными швами перед вторым (с четырьмя кольцевыми сварными швами) и традиционным (проект АЭС-2006) вариантами по всем критериям. Для изготовления трехшовного варианта конструкции требуемая масса слитков составляет около 1050 т, для четырехшовного варианта конструкции - около 1300 т. Длительность производства комплекта заготовок для всех вариантов конструкции примерно одинакова и составляет около 3-х месяцев. Длительность сборочного производства четырехшовной конструкции корпуса реактора сопоставима с длительностью сборки корпуса реактора ВВЭР проекта АЭС-2006 и составляет около 29 месяцев, длительность сборки трехшовного корпуса реактора меньше примерно на 3 месяца.

Оценка стоимости изготовления различных вариантов корпуса показала, что за счет уменьшения металлоемкости и упрощения технологического цикла снижение стоимости изготовления трехшовного варианта корпуса составит около 20 млн. руб., для четырехшовного варианта это значение составит около 5 млн. руб.

В обеспечении прочности и эксплуатационной надежности корпуса важную роль играет выбор конструкционных материалов. Помимо необходимых прочностных характеристик, пластичности и вязкости при расчетах учитывается воздействие на свойства материалов комплекса различных повреждающих факторов, таких как нейтронное излучение, температура, коррозионная среда, статические и циклические нагрузки. Каждый из этих факторов может привести к деградации свойств стали и накоплению повреждаемости, что на определенном этапе эксплуатации может вызвать возникновение и развитие дефектов, а также разрушение в отдельных зонах корпуса.

Поскольку проектом предусмотрен срок службы энергоблока с реактором ВВЭР-ТОИ в 60 лет, то при оценке пригодности материалов для изготовления корпуса и крышки реактора принимаются во внимание свойства конструкционных материалов на завершающей стадии его эксплуатации. Учитываются также технологические свойства материалов, прежде всего, при штамповке днищ и патрубков, при сварке и ремонте.

При выборе сталей на основе 15Х2НМФ для корпуса реактора ВВЭР-ТОИ учтен 40-летний опыт, накопленный в процессе изготовления корпусного оборудования для ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, и более чем 30-летний опыт эксплуатации оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Вводимые усовершенствования носят эволюционный характер, не требуют значительных НИОКР. Высококачественное изготовление корпуса реактора из проверенной временем стали марок 15Х2НМФА и 15Х2НМФА класс 1 может быть осуществлено нашими предприятиями по отработанным технологиям.

Опыт, накопленный в процессе проектирования, изготовления и эксплуатации корпусов ВВЭР, свидетельствует о существенных резервах дополнительного повышения качества указанных сталей, прежде всего путем дальнейшего снижения температуры перехода в хрупкое состояние и уменьшения деградации свойств вследствие термического старения и радиационного охрупчивания (табл. 2). Конструкция корпуса реактора ВВЭР-ТОИ и предлагаемые стали для его изготовления обеспечивают большой запас прочности с позиций сопротивления хрупкому разрушению.

Таблица 2. Свойства сталей, используемые для обоснования прочности корпуса реактора ВВЭР-ТОИ

Результаты лабораторных исследований и эксплуатационного контроля свойств основного металла корпуса реактора ВВЭР-1000 по программе образцов-свидетелей (ОС) позволили оценить влияние на радиационную стойкость не только примесей (Cu, P, As, Sn, Sb), но и легирующих элементов (Ni, Si, Mn). Применение современной технологии реконструкции ОС обеспечивает достоверные и представительные данные для обоснования сроков безопасной эксплуатации корпуса реактора. Например, в рамках Программы образцов-свидетелей исследование облученных ОС корпуса реактора блока №1 Южно-Украинской АЭС с применением технологии реконструкции показано [1], что коэффициент радиационного охрупчивания АF основного металла нижней обечайки ЮУАЭС-1, полученный по средней линии регрессии, составляет 11 °С. Коэффициент АF, определенный с доверительной вероятностью 95 %, равен 12.7 °С. Аналогичные результаты получены при исследовании ОС штатного и модернизированного комплектов блока №2 Южно-Украинской АЭС [2]. Работа проводилась с целью получения представительных данных при обеспечении условия однородности облучения образцов Шарпи в группе (±15% по флюенсу от среднего значения). Для штатных контейнерных сборок (КС) разброс по флюенсу в группе образцов Шарпи достигает 35 % из-за азимутального расположения контейнеров с образцами, что вызывает оправданное беспокойство относительно достоверности получаемых данных по степени охрупчивания.

Поэтому были разработаны модернизированные КС, конструкция которых обеспечивает получение однородно облученных групп образцов. Для новых КС разброс по флюенсу для группы образцов Шарпи не превышает 10%. Контейнеры также были модернизированы - вместо цилиндрических они стали плоскими. Полученные экспериментальные данные описываются зависимостью DТ_F=А_F(F)^1/3 с коэффициентом регрессии А_F = 13.7 °С для основного металла. Максимальное отклонение экспериментальных точек от линии регрессии равно 5 °С. Это является экспериментальным подтверждением несостоятельности утверждений о недостаточной стойкости к радиационному охрупчиванию никельсодержащей стали 15Х2НМФА, приводимых, в частности в работах Г.П. Карзова и И.В. Теплухиной.

Ресурс корпусов атомных реакторов из 15Х2НМФА превышает 120 лет (рисунок ниже).

Рисунок 1. Результаты расчета по «Методике расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР на стадии проектирования (МРКР-СХР-П-2008)» ресурса корпуса реактора ВВЭР-ТОИ из различных марок стали (расчет ресурса для стали 15Х2МФА не учитывает термическое старение ввиду отсуствия достаточного количетсва экспериментальных данных)

Результаты расчета ресурса корпуса реатора ВВЭР по «Методике расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР на стадии проектирования (МРКР-СХР-П-2008)» пок4азывают, что реатор, выполненный из стали 15Х2НМФА, имеет большую надежность (стойкость к хрупкому разрушению / запас пластичности), чем реактор из стали 15Х2МФА в течение более 70 лет даже при том условии, что для стали 15Х2МФА не был учтен эффект теплового охрупчивания.

С учетом результатов исследований ОАО НПО "ЦНИИТМАШ" и постоянного совершенствования технологии производства корпусного оборудования были разработаны дополнения, согласованные с ОАО ОКБ «Гидропресс» и одобренные Ростехнадзором 14.03.2012 г. (Извещение № 2-2011 к техническим условиям ТУ 0893-013-00212179-2003 «Заготовки из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпусов, крышек и других узлов реакторных установок»), с ограничениями по содержанию примесей. В заготовках из стали 15Х2НМФА класс 1 для обечаек активной зоны допускается (не более): меди - 0,06 %; серы - 0,006 %, фосфора - 0,006 %, мышьяка - 0,010 %, олова - 0,005 %, сурьмы - 0,005 %. При этом также огранивается суммарное содержание фосфора, олова и сурьмы - не более 0,012 %. Содержание никеля в стали 15Х2НМФА класс 1 установлено в пределах 1,0-1,3%. Наряду с этим, для заготовок из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для улучшения радиационной обстановки в реакторном зале АЭС введены ограничения по содержанию кобальта - не более 0,03 %. Для корпуса реактора ВВЭР-ТОИ установлены следующие величины Тк_о: минус 45 °С - для заготовок обечаек из стали 15Х2НМФА класс 1, расположенных напротив активной зоны; минус 35 °С - для обечаек зоны патрубков из стали 15Х2НМФА-А; минус 20 °С - для заготовок фланцев корпуса и крышки, штампованных заготовок днища и эллипсоида крышки из стали 15Х2НМФА. Суммарное содержание фосфора, олова и сурьмы для стали марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 должно быть не более 0,015% и 0,012% соответственно. На ПАО «ЭМСС» в августе - сентябре 2012 года приняты ОТК две патрубковые (верхняя и нижняя) обечайки для реактора ВВЭР-1200 Балтийской АЭС, для которых получены Тк_о от минус 70 °С до минус 90 °С и ниже (криостат не обеспечивает охлаждение до более низких температур). В сентябре 2012 г ОАО «Атоммаш» сдал днище корпуса этого же реактора с Тк_о ниже минус 70 °С (здесь ситуация аналогичная: криостат не обеспечивает более низкие температуры при оценке Тк_о).

Рисунок 2 - Эволюция стали 15Х2НМФ

Необходимо сказать, что методика определения сдвига Тк вследствие влияния облучения, изложенная в ПНАЭ Г-7-002-86, была разработана в начале 80-х годов прошлого века и к настоящему времени в значительной степени устарела. Более того, коэффициент А_F для стали 15Х2НМФА-А, равный 23 °С, определен с избыточной консервативностью, так как он был рассчитан для неоднородной выборки облученных образцов, часть из которых содержала количество фосфора и меди, значительно превышающее допустимые техническими условиями пределы.

В связи с этим ОКБ "Гидропресс" дополнительно определил прогнозное значение критической температуры Тк металла обечаек напротив активной зоны в районе максимального флюенса нейтронов с использованием «Методики расчета на сопротивление хрупкому разрушению корпусов реакторов АЭС с ВВЭР на стадии проектирования» (МРКP-СХР-П-2008), разработанной с участием ЦНИИ КМ «Прометей», ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и РНЦ «Курчатовский институт». При разработке дозовременных зависимостей учтены результаты испытаний образцов-свидетелей корпусов реакторов действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000. Выполненная ОКБ "Гидропресс" работа по консервативной оценке сопротивления хрупкому разрушению, основанная на детерминистическом подходе, подтвердила возможность безопасной эксплуатации корпуса реактора: срок 60-летней безопасной эксплуатации корпуса реактора, изготовленного из сталей 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1, обеспечивается при значительном запасе хрупкой прочности корпуса реактора ВВЭР-ТОИ. При этом корпус реактора ВВЭР-ТОИ, изготовленный с учетом Изменения № 2-2011 к ТУ 0893-013-00212179-2003, обеспечивает проектный ресурс 100 лет для критической температуры хрупкости менее 30 °С. Необходимо отметить, что такой ресурс согласно мнению многих специалистов считается лишенным здравого смысла. Ресурс в 100 лет следует считать избыточным для реакторов типа ВВЭР в связи с поиском и получением принципиально новых решений по альтернативным источникам энергии в течение этого срока, а также в связи с перспективными инновационными проектами реакторов с сверхкритическими параметрами, реакторами на быстрых нейтронах и т.д. Кроме того, следует учитывать значительный потенциал в сталях15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 по дальнейшему снижению Тк_о, дисперсии механических свойств, запас по прочностным характеристикам, что обеспечит дальнейшее эволюционное развитие головной серии ВВЭР-ТОИ.

Здесь уместно напомнить, что еще в середине 70-х годов, когда проводились совместные фундаментальные исследования ЦНИИ КМ Прометей [3, 4] и НПО ЦНИИТМАШ [5-8], направленные на обоснование промышленного применения стали 15Х2НМФА-А для ВВЭР-1000, были сформулированы основополагающие выводы: легирование корпусной стали никелем без опасения потери устойчивости против радиационного охрупчивания может быть обеспечено при очищении стали от фосфора, меди, сурьмы, олова и других примесей. Соавторами запатентованной в 1975 году радиационностойкой стали 15Х2НМФА-А [9] являются Ю.Ф. Баландин, В.И. Баданин, И.В. Горынин, Л.Я. Глускин, Ю.И. Звездин, В.А. Николаев, А.М. Паршин - сотрудники ЦНИИ КМ Прометей, где проводилось облучение образцов из этой стали, которая успешно применяется более 30 лет во всех корпусах реакторов большой мощности: ВВЭР-1000, ВВЭР-1200.

Производство стали 15Х2НМФА с низким содержанием примесей стало возможным благодаря применению при их выплавке первородных особо чистых шихтовых материалов, внепечной металлургической обработки и разливки. Для изготовления высококачественных заготовок из этой стали было создано и освоено комплексное сталеплавильное оборудование с современными системами автоматизации и контроля. Были разработаны методы компьютерного моделирования технологических процессов, позволившие оптимизировать размеры и технологию заливки слитков для полых (обечайки) и сплошных (днище, крышка) деталей и технологию их дальнейшей кузнечной и термической обработки. Результаты проведенных в ОАО НПО "ЦНИИТМАШ" исследований положены в основу технологических процессов изготовления высококачественных заготовок, освоенных на Ижорском заводе, Атоммаше, Энергомашспецстали и Петрозаводскмаше [10]. Все это в комплексе позволило обеспечить эволюционный путь развития технологии ВВЭР, начиная от первого ВВЭР-1000 второго поколения (5-й блок НВАЭС), который успешно проработал 30 проектных лет и срок эксплуатации которого продлен, до строительства блоков с реакторами поколения 3+ (АЭС-2006).

В настоящее время наибольшую опасность с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора представляют аварийные режимы со срабатыванием системы аварийного охлаждения зоны.

Для металла обечаек зоны патрубков расчетная допустимая критическая температура хрупкости металла -- самая низкая по сравнению с другими элементами корпуса, так как при наступлении проектной аварии происходит термический удар от заливаемой через верхнюю и нижнюю обечайки зоны патрубков холодной воды, вызывающей максимальный температурный градиент. Представляет практический интерес определить расчетным путем охрупчивание стали 15Х2НМФА в зонах патрубков обечаек корпуса реактора, где оно может проявиться в наибольшей степени, так как температура эксплуатации корпуса реактора в этой области максимальна и составляет 310-320^оС (для ВВЭР-ТОИ - до 330^оС).

Необходимость уменьшения вероятности разрушения корпуса реактора именно при таком аварийном захолаживании обуславливает целесообразность отказа от четырехшовного варианта конструкции корпуса реактора (с наличием поперечного сварного шва между верхним и нижним рядом патрубков), т.к. именно сварной шов является наиболее слабым местом, способным инициировать разрушение при поступлении холодной воды.

Конкретно для этого случая были рассчитаны термокинетические диаграммы обогащения границ зерен во временном интервале до 1 млн. часов (~120 лет) для количественной оценки степени охрупчивания стали 15Х2НМФА с различными концентрациями фосфора и никеля в температурном диапазоне 300-350 °С. Известно, что полное насыщение монослоя на границах зерен фосфором вызывает повышение температуры хрупко-вязкого перехода примерно на 270-280^оС. Была получена линейная зависимость между экспериментальными величинами DТк и Dс_р: DТк = 315Dс_р, что позволяет по степени насыщения границ фосфором определять сдвиг DТк. В частности, для патрубковой обечайки, имеющей 1,35 % никеля и 0,01% фосфора (рис. 1), сдвиг DТк, обусловленный термическим воздействием при 320 ^оС в течение 500 000 часов (расчетный ресурс эксплуатации реактора), не превышает 20 ^оС, для удвоенного ресурса DТк составляет ~30 ^оС.

Рисунок 3. Термокинетическая диаграмма обогащения границ зерен стали 15Х2НМФА (0,010% Р, 1,35% Ni) фосфором (цифры у кривых соответствуют степени заполнения границ зерен Dс_р)

Для патрубковых обечаек ВВЭР-ТОИ выполнен расчет для максимально допустимых по техническим условиям содержаний фосфора (0,007%), никеля (1,5%) и температуры теплоносителя 330 ^оС (рис. 2). В этом случае сдвиг DТк, обусловленный термическим воздействием в течение 500 000 часов, не превышает 10 ^оС, для 1 млн. часов DТк равен 15 ^оС.

Рисунок 4. Термокинетическая диаграмма обогащения границ зерен стали 15Х2НМФА (0,007% Р, 1,5% Ni) фосфором (цифры у кривых соответствуют степени заполнения границ зерен Dс_р)

Принципиальное подтверждение наших расчетов по происходящим процессам охрупчивания в металле патрубковых обечаек отражено в исследованиях НИЦ «Курчатовский институт» (Технический отчет по этапу п. 2.2.3.4 «Получение дополнительных данных по температурному старению за счет испытания образцов-свидетелей из температурных комплектов в 2011 году»).

Предлагается разработанная ОАО НПО "ЦНИИТМАШ" конструкция корпуса реактора ВВЭР-ТОИ, включающая фланец главного разъема, верхнюю обечайку зоны патрубков, совмещенную с опорной нижней обечайкой зоны патрубков, удлиненную обечайку цилиндрической части (напротив активной зоны) и эллиптическое днище. Возможен также вариант конструкции корпуса реактора, в котором фланец и верхняя обечайка зоны патрубка совмещены и изготовлены из одной поковки.

Исключены сварные швы напротив активной зоны (зоны повышенного радиационного воздействия), что обеспечит повышенную надежность корпуса реактора ВВЭР-ТОИ.

При изготовлении корпуса реактора достигается существенное снижение суммарной металлоемкости заготовок и трудоемкости операций сварки и термической обработки.

При изготовлении корпуса реактора с обечайками напротив активной зоны из стали 15Х2НМФА класс 1 обеспечивается радиационный ресурс реакторной установки в течение 100 лет. Критическая температура хрупкости металла обечаек из этой стали в зоне максимального флюенса нейтронов не превысит 30^оС.

Сталь марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпуса реактора ВВЭР-ТОИ является единственным, технологически обоснованным и полностью освоенным производством вариантом, обеспечивающим проектный ресурс с большим запасом и возможность дальнейших эволюционных усовершенствований и референтность по стали и технологии ее производства 37 корпусов действующих реакторов ВВЭР-1000.

Список литературы

реакторостроение корпус сталь энергоблок

1. Исследование облученных образцов-свидетелей с применением технологии реконструкции. Чирко Л.И., Ревка В.Н., Гринченко Г.П., Козлов В.Я., Стовбун В.В. // 7-я Международная научно-техническая конференция "Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики". Подольск. ОКБ Гидропресс. 26-27 мая 2010 г.

2. Сравнение результатов испытаний образцов-свидетелей штатного и модернизированного комплекта блока № 2 Южно-Украинской АЭС. Э.У. Гриник, В.Н. Ревка, Л.И. Чирко, Ю.В. Чайковский, В.Г. Ковыршин. // 5-я Международная научно техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск. ОКБ Гидропресс. 29 мая-1 июня 2007 г.

3. Перспективы совершенствования перлитных сталей для корпусов реакторов и другого оборудования первого контура АЭС. Баландин Ю.Ф., Горынин И.В., Звездин Ю.И., Масленок Б.А., Николаев В.А., Соболев Ю.В. Энергомашиностроение, № 10, 1976 г.

4. Влияние никеля, меди и фосфора на радиационное охрупчивание феррито-перлитной стали. Николаев В.А., Баданин В.И. Атомная энергия, т. 37, вып. 6, декабрь 1974 г.

5. Астафьев А.А., Марков С.И., Карк Г.С. Влияние химического состава перлитных сталей на их радиационное охрупчивание // В книге «Радиационная физика металлов и сплавов». Материалы научного семинара. Тбилиси, Институт физики АН ГССР. 1976. С. 213-224.

6. Астафьев А.А., Марков С.И., Карк Г.С. Статистический анализ совместного влияния никеля, меди и фосфора на радиационное охрупчивание перлитных сталей // Атомная энергия. 1977. Т. 42. С. 187-190.

7. Зорев Н.Н., Астафьев А.А., Марков С.И., Карк Г.С. Статистический анализ литературных данных о радиационной стойкости сталей для АЭС // Энергомашиностроение. 1977. № 4. С. 24.

8. Карк Г.С., Астафьев А.А., Марков С.И. Связь между радиационным охрупчиванием и отпускной хрупкостью низколегированной стали // Физика металлов и металловедение. 1984. том 57, вып. 3. С. 592-598.

9. Авторское свидетельство СССР №649230 «Сталь». Баландин Ю.Ф., Баданин В.И., Горынин И.В., Глускин Л.Я., Звездин Ю.И., Николаев В.А., Паршин А.М., Марков С.И., Соболев Ю.В., Козлов В.И. Приоритет от 16 января 1975 г.

10. Марков С.И. Референтные технологии термической обработки обечаек корпуса реактора типа ВВЭР // Тяжелое машиностроение. 2011. № 8. С. 12-16.

Размещено на Allbest.ru