Бакалавр
Дипломные и курсовые на заказ

Особенности поведения гелия в ОЦК и ГЦК сталях и сплавах в зависимости от химического состава и исходного состояния

Диссертация: Особенности поведения гелия в ОЦК и ГЦК сталях и сплавах в зависимости от химического состава и исходного состояния
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

10 м") установлено, что исходное структурно-фазовое состояние ферритно-мартенситной стали с быстрым спадом наведенной активности 16Х12В2ФТаР оказывает существенное влияние на формирование гелиевых пузырьков. До 500 °C штатная термообработка (ТО-1) сдерживает развитие пористости, а при 630 °C резко возрастают размеры пузырьков и газовое распуханиепосле ТО-2 пузырьки образуются при 300 °C… Читать ещё >

Содержание

  • ГЛАВА 1. РАДИАЦИОННЫЕ ЭФФЕКТЫ В ТВЕРДЫХ ТЕЛАХ И РОЛЬ ГЕЛИЯ В РАДИАЦИОННОЙ СТОЙКОСТИ МАТЕРИАЛОВ
    • 1. 1. Радиационные дефекты, создаваемые при облучении
    • 1. 2. Радиационное распухание
      • 1. 2. 1. Зависимость распухания от типа кристаллической решетки
      • 1. 2. 2. Влияние химического состава на распухание
    • 1. 3. Накопление и роль гелия в радиационной стойкости конструкционных материалов
      • 1. 3. 1. Накопление гелия в конструкционных материалах ядерных и термоядерных реакторов
      • 1. 3. 2. Роль гелия в радиационном распухании конструкционных материалов
      • 1. 3. 3. Влияние гелия на радиационное упрочнение и охрупчивание конструкционных материалов
    • 1. 4. Фундаментальные свойства гелия в металлах
    • 1. 5. Особенности поведения гелия и точечных дефектов в ГЦК и ОЦК металлах
    • 1. 6. Влияние легирования и структурного состояния материалов на поведение гелия и формирование газовой пузырьковой структуры
      • 1. 6. 1. Влияние элементов замещения на поведения гелия и развитие газовой пористости
      • 1. 6. 2. Влияние элементов внедрения на поведения гелия и развитие газовой пористости
      • 1. 6. 3. Влияние исходного состояния материалов на развитие гелиевой пористости
    • 1. 7. Роль гелия и водорода в радиационной стойкости конструкционных материалов ядерных и термоядерных реакторов
  • ГЛАВА 2. МЕТОДИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОВЕДЕНИЯ ГЕЛИЯ В МАТЕРИАЛАХ
    • 2. 1. Составы исследованных материалов и их обработка
      • 2. 1. 1. Конструкционные стали и сплавы
      • 2. 1. 2. Модельные сплавы
    • 2. 2. Приготовление образцов для исследования
    • 2. 3. Облучение образцов ионами гелия и водорода
    • 2. 4. Приготовление тонких фольг для просвечивающей электронной микроскопии
    • 2. 5. Электронно-микроскопическое исследование
    • 2. 6. Термодесорбционное исследование
    • 2. 7. Определение содержания водорода
  • ГЛАВА 3. ВЛИЯНИЕ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НА РАЗВИТИЕ МИКРОСТРУКТУРЫ И ПОВЕДЕНИЕ ГЕЛИЯ В Г ЦК И О ЦК СТАЛЯХ
    • 3. 1. Развитие микроструктуры закаленных сталей ЧС-68 и ЭП-900 при облучении ионами гелия при 650 °C до доз 1018, 1019 и 5-Ю20 ион/м
    • 3. 2. Развитие микроструктуры отожженных/отпущенных сталей ЧС-68 и ЭП-900 при облучении ионами гелия при 650 °C до доз 1018, 1019 и
  • 5-Ю20 ион/м
    • 3. 3. Закономерности выделения гелия в термодесорбционных исследованиях
    • 3. 4. Обсуждение результатов
    • 3. 5. Выводы
  • ГЛАВА 4. ПОВЕДЕНИЕ ГЕЛИЯ И РАЗВИТИЕ МИКРОСТРУКТУРЫ ПРИ
  • РАЗНЫХ ТЕМПЕРАТУРАХ ИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ
    • 4. 1. Исходная структура стали 16Х12В2ФТаР при различных термообработках
    • 4. 2. Микроструктура стали 16Х12В2ФТаР при облучении ионами гелия в зависимости от температуры облучения и исходного структурно-фазового состояния
    • 4. 3. Захват и удержание водорода в стали 16Х12В2ФТаР с разным типом гелиевой пористости
    • 4. 4. Исследование поведения гелия в стали 16Х12В2ФТаР методом термодесорбционной спектрометрии
    • 4. 5. Обсуждение результатов
    • 4. 6. Выводы
  • ГЛАВА 5. РАЗВИТИЕ ПОРИСТОСТИ В ОЦК И ГЦК МАТЕРИАЛАХ ПРИ ПОСЛЕРАДИАЦИОННЫХ ОТЖИГАХ
    • 5. 1. Развитие гелиевой пористости в ОЦК материалах при послерадиационных отжигах
      • 5. 1. 1. Послерадиационный отжиг при 650 °C, 1ч
      • 5. 1. 2. Послерадиационный отжиг при 650 °C, 5 ч
    • 5. 2. Развитие гелиевой пористости в ГЦК материалах при послерадиационных отжигах
      • 5. 2. 1. Послерадиационный отжиг при 650 °C, 1 ч
      • 5. 2. 2. Послерадиационный отжиг при 650 °C, 5 ч
    • 5. 3. Термодессорбционные исследования поведения гелия
    • 5. 4. Модель развития газовой пористости при послерадиационных отжигах ОЦК и ГЦК материалов, облученных ионами гелия
      • 5. 4. 1. Основные положения модели
      • 5. 4. 2. Особенности развития газовой пористости в ОЦК материалах
      • 5. 4. 3. Особенности развития газовой пористости в ГЦК материалах
    • 5. 5. Выводы

Особенности поведения гелия в ОЦК и ГЦК сталях и сплавах в зависимости от химического состава и исходного состояния (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность проблемы.

Повышение экономичности атомных станций с реакторами на тепловых нейтронах, разработка и создание надежных реакторов на быстрых нейтронах, развертывание работ по управляемому термоядерному синтезу поставили на повестку дня ряд сложных научно-технических материаловедческих проблем. Она из них — обоснование имеющихся и создание новых конструкционных материалов для узлов и систем активных зон, работающих в сложных напряженных условиях и не имеющих аналогов в других областях техники. Например, оболочки тепловыделяющих элементов и чехлы топливных сборок реакторов на быстрых нейтронах должны работать в среде жидкомеггаллического или газового теплоносителя при температурах до 600−700 °С, потоках нейтронов с энергией более 0,1 МэВ.

20 2 27 2.

10 н/(мс), до доз 2−10 н/м. Материалы термоядерного реактора (ТЯР) должны противостоять циклическим, механическим, термическим и электромагнитным нагрузкам в условиях облучения мощными потоками 14-МэВных нейтронов, быстрых ионов, атомов дейтерия, трития и гелия, электронов и у-квантов и при этом обеспечить минимальное загрязнение плазмы примесями.

В кристаллических телах под действием высокоинтенсивных потоков корпускулярных частиц и электромагнитных излучений существенно изменяются их структура и свойства. Нейтронное облучение ускоряет процессы ползучести, усиливает временную зависимость прочности, резко снижает деформационную способность при умеренных (20.450 °С), высоких (500.800 °С) и особенно сверхвысоких (выше 800 °С) температурах, снижает сопротивление коррозии. Накопление определенной повреждающей дозы вызывает порообразование и радиационное распухание. В конструкционных материалах активной зоны реакторов на быстрых нейтронах и, особенно, первой стенки и других узлов разрядной камеры реакторов синтеза наряду с высокой степенью радиационных повреждений структуры будет происходить накопление значительного количества гелия и водорода, которые образуются в результате различных ядерных реакций при бомбардировке нейтронами, могут быть внедрены непосредственно излучением из плазмы, а также за счет поглощения трития, который является Р-радиоакгивным изотопом и с периодом полураспада 12,26 лет превращается в изотоп гелия Не. В отличие от образования гелия за счет (п, а)-реакций, при его внедрении из внешней среды, включая излучение из термоядерной плазмы, происходит значительное обогащение гелием приповерхностного слоя материалов, которое способствует образованию газонаполненных пор (пузырьков) в поверхностном слое. Такое распределение гелия может заметно изменить физико-механические свойства приповерхностного слоя материалов, а при больших концентрациях газа — приводить к радиационной эрозии поверхности за счет блистеринга. Накапливаемые в структуре материалов газообразные примеси способствуют проявлению гелиевого охрупчивания, водородной хрупкости и газового распухания. Кроме того, в последние годы обнаружено новое явление — радиационное распухание при относительно невысоких температурах (около 300 °С) внутрикорпусных устройств реакторов на тепловых нейтронах, вызванных, предположительно, накоплением водорода в мельчайших порах, стабилизированных гелием.

Вместе с тем известно, что степень влияния гелия на радиационные эффекты в твердых телах во многом определяется его концентрацией, видом кристаллической решетки материала, его химическим составом и структурно-фазовым состоянием, энергетикой дефектов, термической стабильностью различных гелий содержащих комплексов. В многочисленных экспериментах показано, что при значительных концентрациях внедренного гелия (порядка 1 ат. %), которые могут быть реализованы в конструкционных материалах ТЯР, высокотемпературное (свыше 500−550 °С) газовое распухание ОЦК сталей может существенно превысить распухание ГЦК сталей. Однако поведение ОЦК и ГЦК материалов при меньших концентрациях внедренного гелия, характерных для условий работы их в реакторах на быстрых нейтронах при глубоком выгорании ядерного топлива, не изучено. Практически нет данных по поведению гелия (и водорода), формированию пористости и газового распухания новых конструкционных материалов, разработанных в последнее время для возможного использования их в ядерных и термоядерных (ITER, DEMO) реакторах (отечественные ферритно-мартенситные стали с быстрым спадом наведенной активности типа Х12, аустенитные ЧС-68, ЭК-164, зарубежные мартен-ситные типа Х9 — Eurofer97, ODS и др.).

В этой связи выявление закономерностей поведения гелия (и водорода) и формирования газовой пористости в зависимости от химического состава металлов и сплавов различных кристаллических систем, исходного состояния материалов, концентрации и температуры внедрения гелия и послерадиационной обработки является актуальным направлением исследований.

Цель работы.

Целью данной работы явилось выявление основных закономерностей поведения гелия и водорода и формирования газовой пористости в модельных сплавах и широко применяемых и перспективных для использования в атомной технике и ТЯР конструкционных материалах разных кристаллических систем (ОЦК и ГЦК), в зависимости от химического состава, структурно-фазового состояния, условий имплантации гелия и послера-диационных отжигов.

Для достижения цели решены следующие задачи.

• Обоснован выбор модельных и конструкционных ОЦК и ГЦК материалов и образцов для исследования и их термообработки.

• Обоснованы условия облучения образцов ионами гелия и водорода, включая энергию1 ионов, дозы и температуры, а также температуру и длительность послерадиационных отжигов.

• Проведены цикл облучения в широком интервале доз и температур и послерадиаци-онные отжиги.

• Проведен комплекс электронно-микроскопических и термодесорбционных исследований облученных образцов.

• Изучены основные закономерности выделения гелия и развития газовой пористости в материалах в различных условиях ионного облучения.

• Выявлены особенности поведение гелия, развития пористости и газового распухания в ОЦК и ГЦК конструкционных сталях при внедрении гелия до различных концентраций в зависимости исходного структурно-фазового состояния материалов.

• Выявлены закономерности поведения гелия, развития пористости и газового распухания в малоактивируемой стали в зависимости от температуры облучения и исходной термообработки.

• Изучены закономерности захвата и удержания водорода в малоактивируемой стали в зависимости от температуры облучения ионами гелия (от разного типа гелиевой’пористости).

• Установлены закономерности поведения гелия, развития пористости и газового распухания в ОЦК и ГЦК модельных сплавах и конструкционных сталях при послерадиационных отжигах.

• Разработана физическая модель развития гелиевой пористости в ОЦК и ГЦК материалах при послерадиационных отжигах.

Научная новизна и практическая значимость работы.

• Впервые получены экспериментальные данные и установлены закономерности поведения гелия, развития микроструктуры и формирования газовой пористости в ОЦК и.

ГЦК конструкционных реакторных сталях в разном исходном состоянии в зависимости от концентрации высокотемпературного внедренного гелия/.

• Впервые показано, что на формирование кластерно-петлевой структуры и гелиевой пористости существенное влияние оказывает различная энергетика дефектов в разных кристаллических решетках и исходное структурно-фазовое состояние материалов.

• Впервые установлено, что скорость газового распухания ферритно-мартенситной стали превышает скорость распухания аустенитной стали.

• Выявлены особенности влияния температуры облучения на поведение гелия и развитие газовой пористости в малоакгивируемой реакторной стали в зависимости от исходной термообработки.

• Впервые показано, что в стали с ОЦК решеткой гелиевые пузырьки не являются эффективными ловушками для водорода.

• Впервые установлено, что образование при низкотемпературном внедрении гелия различных гелий-вакансионных комплексов разной термической стабильности в ОЦК и ГЦК металлах и сплавах оказывает существенное влияние на формирование газовой пористости при послерадиационных отжигах и поведение гелия.

Практическая значимость работы заключается в том, что результаты исследования позволяют дать ряд обоснованных рекомендаций экспериментаторам и специалистам-разработчикам конструкционных материалов ядерных и термоядерных реакторов по способам создания радиационно-стойких и структурно-стабильных сплавов, выбору оптимального химического состава и структурно-фазового состояния материалов, а также представляют интерес для исследователей, работающих в области физики твердого тела и фундаментальных проблем взаимодействия излучения с твердым телом.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Закономерности поведения ионно-внедренного гелия, развития микроструктуры и формирования газовой пористости в ОЦК и ГЦК конструкционных реакторных сталях в разном исходном состоянии в зависимости от концентрации высокотемпературного внедрения гелия.

2. Особенности влияния температуры облучения на поведение гелия и развитие газовой пористости в малоактивируемой реакторной стали в зависимости от исходной термообработки.

3. Закономерности захвата и удержания водорода в малоактивируемой стали в зависимости от температуры облучения ионами гелия (от разного типа гелиевой пористости).

4. Модель развития гелиевой пузырьковой структуры и поведения гелия в ОЦК и ГЦК модельных сплавах и сталях при послерадиационных отжигах.

Объем и структура работы.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 113 страницах, содержит 64 рисунка, 23 таблиц и список цитируемой литературы из 119 наименований.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ.

По результатам исследований дозовой, температурной зависимостей развития микроструктуры и поведения гелия, формирования газовой пористости при послерадиацион-ных отжигах в ОЦК и ГЦК сплавах и сталях можно сделать следующие основные выводы.

1. При исследовании дозовой зависимости установлено, что при высокотемпературном (650 °С) ионном внедрении гелия на развитие микроструктуры влияет энергетика дефектов: более высокая подвижность атомов гелия, вакансий и междоузельных атомов в ОЦК решетке, чем в ГЦК, способствует быстрому формированию кластерно-петлевой структуры и росту пузырьков в закаленной стали ЭП-900- более высокая, чем в ГЦК стали ЧС-68, энергия связи гелий вакансионных комплексов в ОЦК стали сдерживает формирование газовой пористости в отпущенной стали ЭП-900 при низких концентрациях внедренного гелия. Отпуск/отжиг сталей приводит к увеличению энергии активации газовыделения, свидетельствуя о выделении гелия миграцией пузырьков преимущественно по механизму объемной диффузии.

2. Установлено, что, несмотря на то, что стали и сплавы с ОЦК решеткой в реакторных условиях и при облучении тяжелыми ионами показывают меньшее вакансионное распухание, чем материалы с ГЦК решеткой, в условиях наработки или внедрения значительных концентраций гелия при одновременном высоком уровне радиационного повреждения структуры высокотемпературное газовое распухание ферритно-мартенситных сталей может превосходить распухание сталей аустенитного класса.

3. При исследовании температурной зависимости развития газовой пористости (доза.

7П гу.

5−10 м") установлено, что исходное структурно-фазовое состояние ферритно-мартенситной стали с быстрым спадом наведенной активности 16Х12В2ФТаР оказывает существенное влияние на формирование гелиевых пузырьков. До 500 °C штатная термообработка (ТО-1) сдерживает развитие пористости, а при 630 °C резко возрастают размеры пузырьков и газовое распуханиепосле ТО-2 пузырьки образуются при 300 °C, с дальнейшим увеличением температуры облучения плавно растут их размеры, причем при 630 °C распределение пузырьков по размерам становится неравномернымв матрице наряду с крупными ограненными пузырьками имеются локальные области с мелкими сферическими пузырьками высокой плотности, что приводит к двугорбому распределению их по размерам.

4. Показано, что преимущественное формирование и рост пузырьков на дислокациях и узлах дислокационных сплетений может являться основной причиной того, что в стали с ОЦК решеткой гелиевые пузырьки не являются эффективными ловушками для водорода, поскольку даже захваченные пузырьками атомы водорода легко выходят из образца по дислокациям. В необлученной ионами гелия отпущенной ферритно-мартенситной стали множество границ раздела «выделение-матрица», а также другие структурные дефекты являются более эффективными ловушками для водорода.

5. Установлено, что с увеличением температуры облучения ионами Не+ с появлением в структуре стали пузырьков температуры пиков ТДС возрастают и уширяется температурный интервал газовыделенияпоследующее облучение ионами £Г приводит к обратному эффекту — температуры пиков ТДС снижаются с увеличением температуры предварительной имплантации гелия, предположительно, из-за формирования каналов для облегченного выделения гелия при слиянии цепочек газовых пузырьков за счет притока радиационных вакансий при дополнительном облучении ионами водорода.

6. Установлено, что образование при низкотемпературном внедрении гелия различных гелий-вакансионных комплексов разной термической стабильности в ОЦК и ГЦК металлах и сплавах оказывает существенное влияние на формирование газовой пористости при послерадиационных отжигах: при 650 °C пористость в ОЦК материалах формируется в результате распада комплексов типа У"Ск (в сплавах Ре-С), У"Ск и НвтМекУп в конструкционных сталях ЭП 900 и ЭП 823- в ГЦК материалах — комплексов типа НетУ&bdquo- (никелевые сплавы) и НетГ&bdquo- + У"Ск в сталях ЧС-68 и 12Х18Н10Т.

7. Показано, что, несмотря на то, что стали и сплавы с ОЦК решеткой в условиях высокотемпературного ионного облучения показывают большее газовое распухание, чем ГЦК материалы, при послерадиационных отжигах при той же температуре их распухание ниже из-за более высокой энергии связи в ОЦК сталях и сплавах.

Показать весь текст

Список литературы

  1. К. Взаимодействие излучения с твердым телом и образование элементарных дефектов. -М.: Атомиздат, 1979. — 296 с.
  2. В.Ф., Неклюдов И. М., Ожигов Л. С. и др. Некоторые проблемы физики радиационных повреждений. Киев: Наукова думка, 1979. 240 с.
  3. В.В., Суворов А. Л., Трушин Ю. В. Процессы радиационного дефекгообра-зования в металлах. М.: Энергоатомиздат, 1985. 272 с.
  4. Ш. Ш., Кирсанов В. В., Пятилегов Ю. С. Радиационные повреждения металлов и сплавов. М.: Энергоатомиздат, 1985. 240 с.
  5. А., Дине Дж. Точечные дефекты в металлах. М.: Мир, 1966. 292 с.
  6. Ю.М. Моделирование точечных дефектов в кристаллах. В кн.: Дефекты в кристаллах и их моделирование на ЭВМ. Л. Наука, 1980, с. 100−114.
  7. Johnson R.A. Calculations of small vacancy and interstitial clusters for an fee lattice. -Phys. Rev., 1966, v. 152, No. 2, p. 629−634.
  8. А.И., Васильев А. А. Тетравакансии в а-железе и никеле. Металлофизика, 1984, т. 6, № 4, с. 3−8.
  9. В.Ф., Неклюдов И. М., Черняева Т. П. Радиационные дефекты и распухание материалов. Киев: Наукова думка, 1988. 296 с.
  10. Н.М., Калин Б. А., Платонов П. А., Чернов И. И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М: Энергоатомиздат, 1995. 704 с.
  11. Gan J., Was G.S. Microstructure evolution in austenitic Fe-Cr-Ni alloys irradiated with protons: comparison with neutron-irradiated microstructures J. Nucl. Mater., 2001, v. 297, No. 2, p. 161−175.
  12. WifFen F.W. The microstructure and swelling of neutron irradiated tantalum. J. Nucl. Mater., 1977, v. 67, No. '/2, p. 119−130.
  13. В.И., Захарова М. И., Быков B.H. Радиационные повреждения в облученном нейтронами вольфраме. Физ. металлов и металловед., 1975, т. 40, вып. 5, с. 1095−1098.
  14. Bentley J., Eyre B.L., Loretto M.N. High temperature neutron irradiated damage in molybdenum. In: Proc. Int. Conf. on Fundamental Aspects of Radiation Damage in Metals, Gatlinburg, 6−10 Oct. 1975. Washington (D.C.), 1976, v. 1, p. 73−92.
  15. И.А., Паршин А. М. Природа слабой склонности к радиационному распуханию ферритных сталей. — В кн.: Тез. докл. Ш Межд. Конф. по радиац. воздействию на материалы термоядерных реакторов, С.-Петербург, 26−28 сентября, 1994, с. 97−98.
  16. Николаев В. А, Курсевич И. П. Влияние состава и структурного состояния на радиационное распухание высоконикелевых сплавов. Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 3, с. 200−204.
  17. В.Н., Неклюдов И. М., Брык В. В., Бородин О. В. Структурно-фазовые аспекты радиационной стойкости сталей. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед., 1998, вып. 1(67), 2 (68), с. 92−98.
  18. С.Н., Прохоров В. И., Островский З. Е. Облученные нержавеющие стали. М.: Наука, 1987. 128 с.
  19. Klueh R.L., Gelles D.S., Jitsukawa S. et al. Ferritic/martensitic steels overview of recent results. — J. Nucl. Mater., 2002, v. 307−311, part A, p. 455−465.
  20. A.M. Структура и радиационное распухание сталей и сплавов. М.: Энерго-атомиздат, 1983. — 56 с.
  21. Watkin J.S., Standring J., Gittus J.H. Composition and constitution effects on void swelling. In: Proc. Int. Conf. on Irradiation Behavior of Metallic Materials for Fast Reactor Core Components, Ajaccio, 4−8 June 1979, France, 1979, p. 123−127.
  22. Sencer B.H., Gamer F.A. Compositional and temperature dependence of void swelling in model Fe-Cr base alloys irradiated in the EBR-П fast reactor. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283−287, Part 1, p. 164−168.
  23. Garner F. A, Toloczko M. В., Sencer B.H. Comparison of swelling and irradiation creep behavior of fcc-austenitic and bcc-ferritic/martennsitic alloys at high neutron exposure. -J. Nucl. Mater., 2000, v. 276, p. 123−142.
  24. Potter D.I., Rehn L.E., Okamoto P.R. Wiedersich H. Void swelling and segregation in dilute nickel alloys. In: Proc. Int. Conf on Radiation Effects in Breeder Reactor Structural Materials, 19−23 June 1977, New York, 1977, p. 377−385.
  25. Holmes В., Dyson D.J. Effect of alloying additions on the lattice parameter of austenite. -J. Iron and Steel Institute, 1990, v. 208, No. 5, p. 469−474.
  26. Lee E.H., Rowcliffe A.F. and Kenik E.A. Effects of Si and Ti on the phase stability and swelling behavior of AISI316 stainless steel. J. Nucl. Mater., 1979, v. 83, p. 79−89.
  27. Kyomoto Nakato, Takahito Kato, Isao Masaoka. Void formation and precepitation during electron irradiation in austenitic stainless steel modified with Ti, Zr and V. J. Nucl. Mater., 1987, v. 148, p. 185−193.
  28. Muroga Т., Araki K, Miyamoto Y., Yoshida N. Void swelling in high purity Fe-Cr-Ni and Fe-Cr-Ni-Ti alloys irradiated in JOYO. J. Nucl. Mater., 1988, v. 155−157, p. 1118−1122.
  29. Ю.А., Кузьмина И. А. Влияние углерода на физико-механические свойства стали Х18Н9, облученной в быстром реакторе. Атомная энергия, 1982, т. 52, вып. 3, с. 168−173.
  30. Sorensen S.M., and Chen C.W. The effect of carbon on void formation in neutron-irradiated nickel. -Radiat. Eff., 1977, v. 33, p. 109−118.
  31. A.B., Николаев Ю. А., Крюков AM. Влияние примесей и легирующих элементов на радиационную стойкость низколегированных сталей. Физ. металлов и металловед., 1994, т. 77, вып. 5, с. 171−180.
  32. Garner F.A., Brager H.R. The influence of Mo, Si, P, C, Ti, Cr, Zr and various trace elements on the neutron induced swelling of AISI stainless steel. J. Nucl. Mater., 1988, v. 155−157, p. 833−837.
  33. А.Г., Сокурский Ю. Н., Тебус B.H. Гелий в реакторных материалах. М.: Энергоатомиздат, 1988. 224 с.
  34. В.А., Панасенко А. М., Шиляев Б.А, Кузьменко В. А. Повреждающие факторы быстрых реакторов/ Препринт ХФТИ-81−31, 1981. 9 с.
  35. Н.В. Физические проблемы катодного распыления/ Обзор. М.: ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1979. 87 с.
  36. Калин Б. А, Скоров Д. М., Якушин B.JI. Вопросы выбора материалов для термоядерных реакторов: Радиационная эрозия. М.: Энергоатомиздат, 1985. 184 с.
  37. Packan N.H. and Farrell К. Simulation of first wall damage. Effects of the method of gas implantation. J. Nucl. Mater., 1979, v. 85&86, p. 677−682.
  38. Mazey D.J., Nelson R.S. The influence of pre-injected helium on void swelling in ion-irradiated stainless steel. In: Proc. Int. Conf. on Radiation Effects and Tritium Technology for Fusion Reactors, 1−3 Oct. 1975, Oak Ridge, 1976, v. 1, p. 240−258.
  39. Farrell К., Wolfenden A., King R.T. The effects of irradiation temperature and preinjected gases on voids in aluminum. -Radiat. Eff, 1971, v. 8, No. Уг, p. 107−114.
  40. Furuta Т., Kawasaki S. and Nagasaki R. J. Nucl. Mater., 1973, v.47, p. 65−71.
  41. Ullmaier H. Helium in fusion materials: high temperature embrittlement. J. Nucl. Mater., 1985, v. 133&134, p. 100−104.
  42. Schroeder H., Kesternich W. and Ullmaier H. Helium effects on creep and fatigue resistance of austenitic stainless steels at high temperatires. Nucl. Engineering and Dsign/Fusion, 1985, No. 2, p. 65−95.
  43. Yamomoto N., Nagakawa J., Shiba K. Effectsof helium implantation on creep rupture properties of low activation ferritic steel F82H IEA heat. J. Nucl. Mater., 1985, v. 133&134, p. 100−104.
  44. Yamomoto N., Murase Y., Nagakawa J., Shiba K. Creep behavior of reduced activation martensitic steel F82H injected with a large amount of helium. J. Nucl. Mater., 2002, v. 307−311, p. 217−221.
  45. Baluc N., Schaublin R., Spatig P. and Victoria M. On the potentiality of using fer-ritic/martensitic steels as structural materials for fusion reactors. Nucl. Fusion, 2004, v. 44, p. 56−61.
  46. Gelles D.S. On quantification of helium embrittlement in ferritic/martensitic steels. -J. Nucl. Mater., 2000, v. 283−287, p. 828−840.
  47. Kasada R., Morimura Т., Hasegawa A. and Kimura A. Effect of helium implantation on mechanical properties and microstructure evolution of reduced-activation 9Cr-2W martensitic steel. J. Nucl. Mater., 2001, v. 299, p. 83−89.
  48. A.C., Захаров А. П., Чуев В. И. и др. Проблема гелия в конструкционных материалах ядерного реактора. Атомная энергия, 1982, т. 53, вып. 1, с. 3−13.
  49. Schroeder Н. High temperature embrittlement of metals by helium. Radiat. Eff, 1983, v. 78, p. 297−314.
  50. Н.П., Африканов И. Н., Бутра Ф. П. и др. Исследование структуры и механических свойств стали 0Х16Н15МЗБ, облученной ионами гелия. Атомная энергия, 1976, т. 41, вып. 5, с. 314−321.
  51. Trinkau&H. and Ulmaier Н. High temperature embrittlement of metals due to helium: is the lifetime dominated by cavity growth or crack growth. J. Nucl. Mater., 1994, v. 212−215, p. 303−309.
  52. С.Н., Прохоров В. И., Балашов В. Д., Шамардин В. К. Роль облучения в высокотемпературной хрупкости стали. В кн.: Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1970, с. 82−94.
  53. B.JI., Вотинов С. Н., Григорьян А. А. Высокотемпературное радиационное охрупчивание никеля. Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 4, с. 214−218.
  54. Reed D.J. A review of recent theoretical developments in the understanding of migration of helium in metals and its interaction with lattice defects. Radiat. Eff., 1977, v. 31, No. 3, p. 129−147.
  55. Caspers L.M. and Van Veen A. Thermal helium desorption spectrometry. Phys. Stat. Sol. (a), 1981, v. 68, No. 2, p. 339−350.
  56. Evans J. The application of ТЕМ to the study of helium claster nucleation and growth in molybdenum at 300 K. Radiat. Eff., 1983, v. 78, No. ¼, p. 105−120.
  57. Donnelly S.E. The density and pressure of helium in bubbles in implanted metals: a critical review. Radiat. Eff., 1985, v. 90, No. ½, p. 1−47.
  58. И.И., Калин Б. А. Радиационные повреждения в металлах, облученных ионами гелия. Атомн. техн. за рубежом, 1986, № 9, с. 9−19.
  59. .А., Чернов И. И. Упорядоченные структуры пор и пузырьков в облученных металлах и сплавах. Атомн. техн. за рубежом, 1986, № 10, с. 3−9.
  60. Zelenskij V.F., Nekludov I.M., Ruzhitskij V.V. et al. Thermal desorption of helium from polycristalline Ni irradiated to fluences ranging from lxl017to lxl018He+/cm2. J. Nucl. Mater., 1987, v. 151, p. 22−26.
  61. Wilson W. D. and Bisson C.L. Inert gases in solids: interatomic potentials and their influence on rare-gas mobility. Phys. Rev., 1971, v. B3, No. 12, p. 3984−3992.
  62. B.B. Исследование примесных дефектов методами машинного моделирования. В кн.: Дефекты в кристаллах и их моделирование на ЭВМ. Л.: Наука, 1980, с. 47−51.
  63. Wilson W.D. Theory of small clusters of helium in metals. Radiat. Eff., 1983, v. 78, No. 1−4, p. 11−24.
  64. Adams J.B. and Wolfer W.G. Formation energies of helium-void complexes in nickel. -J. Nucl. Mater., 1989, v. 166, p. 235−242.
  65. Wolfer W.G. Phil. Mag., 1988, v. 58, p. 285−297.
  66. Adams J.B. and Wolfer W.G. On the diffusion mechanisms of helium in nickel. J. Nucl. Mater., 1988, v. 158, p. 25−29.
  67. Furuno S., Hojou K., Izui К et al. Dynamic behavior of bubbles and blisters in aluminum during helium ion irradiation in an electron microscope. J. Nucl. Mater., 1988, v. 155−157, p. 1149−1153.
  68. Komelsen E.V. The interaction of injected helium with lattice deffects in a tangsten crystals. -Radiat. Efif., 1972, v. 13, p. 227−236.
  69. Evans J.H., Van Veen A. and Caspers L.M. The application of ТЕМ to the study of helium claster nucleation and growth in molybdenum at 300 K. Radiat. Eff., 1983, v. 78, No. ¼, p. 105−120. ,
  70. Van Der Berg F., Heugten W.V. Clustering of helium atoms at a ½(111>{110} edge dislocation in a-iron. State Solid Communs., 1977, v. 24, No. 2, p. 193−196.
  71. Caspers L.M. and Van Veen A. Interaction of helium with small self-interstitial platelets in a-Fe. -Phys. Stat. Sol., 1979, v. 52, p. 61−64.
  72. Van der Kolk G.J., Van Veen A., Caspers L.M. The interaction of He with С in a-Fe. -Delft. Progr. Rept. Ser.: Phys. and Phys. Eng., 1979, v. 4, No. 1, p. 19−28.
  73. Л.П., Шабуня A.B., Перегон Т. И. Исследование захвата и термического газовыделения гелия и изотопов водорода из конструкционных материалов. -Изв. РАН. Сер.: Физическая, 1994, т. 85, № 3, с. 158−161.
  74. И.И., Калин Б. А. Поведение гелия в конструкционных материалах ядерных и термоядерных реакторов/ Учебное пособие. М., Изд-во МИФИ, 2005. 60 с.
  75. Kalashnikov A.N., Chernov I.I., Kalin В.А., Binyukova S.Yu. Microstructure development and helium behavior in nickel and vanadium base model alloys. J. Nucl. Mater., 2002, v. 307−311, part 1, p. 362−366.
  76. Л.Н., Исайчев В. И. Структура и свойства металлов и сплавов. Справочник: Диффузия в металлах и сплавах. Киев: Наукова думка, 1987. 512 с.
  77. Kalin В.А., Chernov 1.1., Kalashnikov A.N. and Solovyev B.G. Influence of alloying and irradiation conditions on helium behavior in Ni-base alloys. Plasma Devices and Operations, 1996, v. 4, p. 313−324.
  78. Chernov I.I., Kalin B.A., Kalashnikov A.N., Ananin V.M. Behavior of ion implanted helium and structural changes in nickel-base alloys under long-time exposure at elevated temperatures. J. Nucl. Mater., 1999, v. 271/272, p. 333−339.
  79. Kalin B. A., Chernov 1.1., Bogachev A.G. et al. Influence of carbon and titanium on helium bubble microstructure in nickel under helium ion bombardment. Mater. Sci. Forum, 1992, v.97/99, p. 373−378.
  80. .А., Реутов И. В., Чернов И. И. Влияние углерода на развитие газовой пористости в никеле, насыщенном гелием до 10″ ат.%, при отжиге в интервале 500−1000 °С. Атомная энергия, 1992, т. 72, вып. 6, с. 559−565.
  81. .А., Богачев А. Г., Чернов И. И. и др. Развитие гелиевой пористости в модельных сплавах Ni-C и Ni-C-Ti, облученных ионами Не+. Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 3, с. 203−209.
  82. Mansur L.K. and Coghlan W. A. Mechanisms of helium interaction with radiation defects in metals and alloys: a rewiew. J. Nucl. Mater., 1983, v. 119, p. 1−25.
  83. B.M., Городецкий A.E., Захаров А. П., Павлов А. И. Баланс водорода в реакторе «ИНТОР». Атомная энергия, 1984, т. 56, вып. 1, с. 29−31.
  84. В.М. Водородопроницаемость первой стенки термоядерного реактора. -Атомная энергия, 1986, т. 60, вып. 6, с. 391−397.
  85. И.М., Толстолуцкая Г. Д. Гелий и водород в конструкционных материалах. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед., 2003, № 3, с. 3−14.
  86. Mukouda I., Shimomura Y., Iiyama Т. et.al. Microstructure in pure copper irradiated by simultaneous multi-ion beam of hydrogen, helium and self ions. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283−287, p. 302−305.
  87. Sencer B.H., Bond G.M., Garner F.A. et.al. Microstructural evolution of alloy 718 at high helium and hydrogen generation rates during irradiation with 600−800 MeV protons. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283−287, p. 324−328.
  88. C.B., Лариков Л. Н. О влиянии водорода на миграцию гелия в условиях ионной имплантации. Металлофизика, 1989, т. 11, № 2, с. 56−59.
  89. Электронная микроскопия тонких кристаллов/ Хирш П., Хови А, Николсон Р. и др. М.: Мир, 1968. 576 с.
  90. Edington J.W. Practical Electron Microscopy in Materials Science, Monograph 4: Typical Electron Microscope Investigations. The Macmillan Press LTD, 1976. 113 pp.
  91. А.Г., Сторожук O.M., Чередниченко-Алчевский M.B. Выделение гелия из металлов. Вопр. атомн. науки и техн. Сер.: Физика радиац. поврежд. и радиац. материаловед., 1988, вып. 2(44), с. 79−91.
  92. Chernikov V.N., Zakharov А.Р. and Kazansky P.R. Relation between swelling and embrit-tlement during post-irradiation annealing and instability of helium-vacancy complexes in nickel. J. Nucl. Mater., 1988, v. 155−157, p. 1142−1145.
  93. .А., Чернов И. И., Якушин В. Л. и др. Структурные изменения в никелевых сплавах Х20Н45М4Б и стали 0Х16Н15МЗБ, вызванные облучением ионами гелия. -Атомная энергия, 1985, т.59, вып.2, с. 119−125.
  94. С.Ю., Мьо Хтет Вин, Калин Б.А., Чернов И. И. Модель развития газовой пористости при послерадиационных отжигах О ЦК и ГЦК материалов, облученных ионами гелия. Физика и химия обработки материалов, 2006, № 1, с. 18−25.
  95. Опо К., Arakawa К., Oohashi М. et al. Formation and migration of helium bubbles in Fe-16Cr-17Ni austenitic alloy at high temperature. J. Nucl. Mater., 2000, v. 283−287, p. 210−214.
  96. С.Ю. Расчет энергии активации поверхностной самодиффузии атомов переходных металлов. Физика твердого тела, 1999, т. 41, № 1, с. 11−13.
  97. Jung P., Ansari M.I., Klein Н. and Meertens D. Diffusion and y'-precipitation in Ni (Al) alloys under proton irradiation. J. Nucl. Mater., 1987, v. 148, No. 2, p. 148−156.
  98. О.М., Коваль Ю. Н. Структура и свойства металлов и сплавов: Кристаллическая структура металлов и сплавов/ Справочник. Киев: Наукова думка, 1986. 598 с.
  99. Опо К., Arakawa К. and Hojou К. Formation and migration of helium bubbles in Fe and Fe-9Cr ferritic alloy. J. Nucl. Mater., 2002, v. 307−311, p. 1507−1512.
  100. Sugano R., Morishita K., Kimura A. et al. Microstructural evolution in Fe and Fe-Cr model alloys after He+ ion irradiations. J. Nucl. Mater., 2004, v. 329−333, p. 942−946.
  101. Диаграммы состояния двойных металлических систем/ Под общ. Ред. Н.П. Лякише-ва. М.: Машиностроение, 1997. 1024 с.
  102. И.И., Бинюкова С. Ю., Тан Све, Калин Б.А. Температурная зависимость гелиевого распухания реакторных ферритно-мартенситной и аустенитных сталей. -Перспективные материалы, 2005, № 4 с. 41−49.
  103. Chernikov V.N., Trinkaus Н., Jung P., Ullmaier H. The formation of helium bubbles near the surface and in the bulk in nickel during post-implantation annealing. J. Nucl. Mater., 1990, v. 170, p. 31−30.
  104. С.Ю., Чернов И. И., Калин Б. А. и др. Формирование газовой пористости в сплавах никеля и конструкционной стали при облучении ионами гелия. Атомная энергия, 2002, т. 93, вып. 1, с. 32−40.
  105. М.И., Литвинов B.C., Бронфин Б. М. Металлофизика высокопрочных сплавов. М: Металлургия, 1986. 312 с. 1. Г4
  106. Kalin В. A., Reutov I.V. The influence of carbon concentration on the loop growth in helium doped nickel. J. Nucl. Mater., 1994, v. 212−215, p. 212−215.
  107. Beeler J R. Impurity atom effects in metallic crystals. In: Interat. Potent, and Simulat. of Lattice Deffects. New York, Plenum Press, 1972, p .339−371.
  108. Г. А., Сокурский Ю. Н., Чуев В. И. Влияние облучения ионами гелия на структуру ферритиой стали 1Х13М2БФР и железа. В кн.: Конструкционные материалы для реакторов термоядерного синтеза. М.: Наука, 1988, с. 12−30.
  109. В.Н., Захаров А. П., Казанский П. Р. Газовая пористость в объеме и у границ раздела при отжиге никеля, насыщенного гелием до концентраций <0,5 ат.%. -Докл. АН СССР. Сер.: Техническая физика, 1989, т. 304, No. 4, с. 870−874.Ф
Заполнить форму текущей работой

Сдать сессию!