Изменение механических свойств, состава и структуры нержавеющих сталей после больших доз облучения в исследовательских реакторах Голованов Виктор Николаевич

Содержание к диссертации

Введение

1. Методы исследования и аппаратура

1.1 .Задачи совершенствования внутрикамерныхметодов исследования

1.2 Методики локального элементного анализа облучённых материалов.

1.3 Разработанньїе методы и приборы для определения содержания газообразных элементов в облученных материалах

1.4 Методики электронной микроскопии для исследования материалов с высоким уровнем радиоакгавности

1.5 Совершенствование методов механических испытаний

1.6 Разработка оборудования и методик подготовки образцов в защитных камерах

2. Методики высокодозного облучения в исследовательских реакторах СМ, РБТ-6 и БОР -60

2.1 Высокодозное облучение в реакторе БОР-60

2.2 Высокодозное облучение в реакторе СМ

2.3 Методики облучения сталей в натрии в реакторах БОР-60 и СМ

2.4 Облучение образцов корпусных сталей для ВВЭР в стенде Корпус в реакторе РБТ-6

3 .Материалы и образцы

3.1 Материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС БН-реакторов

3.2 Материалы корпусов ВВЭР

4. Изменения состава и структуры сталей в натрии при облучении

4.1. Стали внутрикорпусных элементов реактора БОР-60

4.2 Натурные коррозионные испытания образцов материалов в натрии в активной зоне реактора БОР-60

4.3 Эффекты массопереноса на оболочках твэлов и чехлах ТВС из сталей Х16Н15МЗБР и Х13М2БФР в теплоносителе реактора БОР-60

5. Взаимодействие сталей с продуктами деления оксидного уранового и уран плутониевого топлива

5.1 Термодинамический анализ параметров на границе топливо-оболочка тв зла .

5.2 Модели физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой твэлов

5.3 Влияние состава и предварительной обработки хромоникелевых нержавеющих сталей на коррозию в результате взаимодействия с топливом

5.4. Особенности физико-химического взаимодействия топлива оболочками из ферритно-мартенситной стали Х13М2БФР

5.5. Влияние процессов взаимодействия на механические свойства оболочек твэлов

6. Дозные и температурные зависимости физико-механических свойств сталей оболочек твзлов и чехлов ТВС

6.1 Изменение механических свойств и структуры сталей оболочек твэлов после облучения в реакторе БОР-60

6.2 Механические свойства и распухание материалов чехлов ТВС после облучения в реакторе БОР-60

6.3 Дозные и температурные зависимости механических свойств чехлов из стали Х13М2БФР в состоянии после закалки и отпуска

6.4 Влияние отжига при температуре 400-600С на механические свойства стали Х13М2БФР

7 Моделирование условий облучения материалов ВКУ реакторов с водой под давлением в исследовательских реакторах БОР-60 и СМ

7.1. Структура и механические свойства сталей лосле длительного облучения..

7.2. Эксперимент по облучению образцов стали ВКУ в реакторах БОР-60 и СМ

8 Моделирование радиационного охрупчивания стали корпусов ВВЭР-1000

8.1 Анализ параметров, влияющих на радиационное охрупчивание материалов корпусов.

8.2 Охрупчивание стали по толщине корпуса ВВЭР

8.3 Сравнение российских и французских нормативных методик определения радиационного охрупчивания корпусов реакторов с водой под давлением...

Заключение

Основные результаты и выводы

Список литературы

• Разработанньїе методы и приборы для определения содержания газообразных элементов в облученных материалах
• Высокодозное облучение в реакторе СМ
• Натурные коррозионные испытания образцов материалов в натрии в активной зоне реактора БОР-60
• Модели физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой твэлов

Введение к работе

1. Методы исследования и аппаратура

1 .Задачи совершенствования внутрикамерных методов

исследования

1.2Методики локального элементного анализа облучённых

материалов.

І.ЗРазработанньїе методы и приборы для определения содержания

газообразных элементов в облученных материалах

ЫМетодики электронной микроскопии для исследования материалов с
высоким уровнем радиоакгавности

1.5 Совершенствование методов механических испытаний

1.6 Разработка оборудования и методик подготовки образцов в защитных
камерах

2. Методики высокодозного облучения в исследовательских реакторах СМ, РБТ-6 и
БОР-60

1. Высокодозное облучение в реакторе БОР-60

2. Высокодозное облучение в реакторе СМ

3. Методики облучения сталей в натрии в реакторах БОР-60 и СМ

2.4 Облучение образцов корпусных сталей для ВВЭР в стенде Корпус в
реакторе РБТ-6 і

3 .Материалы и образцы

4. Материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС БН-реакторов

5. Материалы корпусов ВВЭР

4. Изменения состава и структуры сталей в натрии при облучении

4.1. Стали внутрикорпусных элементов реактора БОР-60

2. Натурные коррозионные испытания образцов материалов в натрии в активной зоне реактора БОР-60

3. Эффекты массопереноса на оболочках твэлов и чехлах ТВС из сталей Х16Н15МЗБР и Х13М2БФР в теплоносителе реактора БОР-60

5. Взаимодействие сталей с продуктами деления оксидного уранового и уран-
плутониевого топлива <

1. Термодинамический анализ параметров на границе топливо-оболочка тв зла... . „..,.,.. ,

2. Модели физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой твэлов

5.3 Влияние состава и предварительной обработки хромоникелевых
нержавеющих сталей на коррозию в результате взаимодействия с

топливом

5.4. Особенности физико-химического взаимодействия топлива оболочками из

ферритно-мартенситной стали Х13М2БФР

Стр.

5.5. Влияние процессов взаимодействия на механические свойства оболочек

твэлов

б. Дозные и температурные зависимости физико-механических свойств сталей
оболочек твзлов и чехлов ТВС

3. Изменение механических свойств и структуры сталей оболочек твэлов после облучения в реакторе БОР-60

4. Механические свойства и распухание материалов чехлов ТВС после облучения в реакторе БОР-60

5. Дозные и температурные зависимости механических свойств чехлов из стали Х13М2БФР в состоянии после закалки и отпуска ,

6. Влияние отжига при температуре 400-600С на механические свойства стали Х13М2БФР

7 Моделирование условий облучения материалов ВКУ реакторов с водой под
давлением в исследовательских реакторах БОР-60 и СМ

1. Структура и механические свойства сталей лосле длительного облучения..

2. Эксперимент по облучению образцов стали ВКУ в реакторах БОР-60 и СМ 8. Моделирование радиационного охрупчивания стали корпусов ВВЭР-1000

1. Анализ параметров, влияющих на радиационное охрупчивание материалов корпусов. ... ..... ...

2. Охрупчивание стали по толщине корпуса ВВЭР

8.3 Сравнение российских и французских нормативных методик определения
радиационного охрупчивания корпусов реакторов с водой под давлением....

Заключение

Основные результаты и выводы

Список литературы

5 Введение Актуальность проблемы. Стратегией развития атомной энергетики России предусматривается создание безопасных и экономичных энергетических ядерных реакторов, проектный срок использования которых должен быть максимальным. Научно-технические программы, которые были приняты в 2001-2003г. к исполнению на федеральном и отраслевом уровнях, в том числе «Энергоэффективная экономика», «Повышение эффективности топливоиспользования на АЭС», « Реакторное материаловедение» и ряд других предусматривают интенсивное развитие исследовательских работ по направлениям, определённым основами политики Российской Федерации в области развития науки и технологий до 2010г. и дальнейшую перспективу, утверждёнными Президентом Российской Федерации 30 марта 2002г.

Важнейшей частью этих программ являются проблемные фундаментальные задачи физики конденсированного состояния и её составляющей радиационного материаловедения, с которыми в значительной степени связаны исследования радиационной стойкости конструкционных материалов, определяющих надёжность, безопасность и экономичность атомной техники. Одной из важнейших задач физики конденсированного состояния является прогнозирование изменений свойств конструкционных материалов, находящихся под воздействием реакторного излучения. Бели при сравнительно небольших дозах облучения накоплен значительный объём экспериментальных результатов и теоретических разработок, позволяющих предсказывать изменение свойств материалов при облучении, то для больших доз облучения такие вопросы остаются практически нерешёнными вследствие трудностей теоретического объяснения, связанных с проблемами получения экспериментальных результатов при проведении длительных реакторных экспериментов и послереакторных исследований. Поэтому разработка и развитие экспериментальных методов становится актуальной задачей как физики конденсированного состояния, так и реакторного материаловедения.

К конструкциям реакторов, работающим в условиях больших доз облучения, относятся корпус, внутрикорпусные устройства, элементы активной зоны. Обоснование гарантируемого ресурса эксплуатации критических компонентов и конструкций ядерных реакторов особенно при продлении назначенного срока службы требует надёжной информации об изменении исходной структуры конструкционных материалов, их механических свойствах, химическом составе в результате воздействия реакторного излучения, температуры и среды. Конструкционным материалом, наиболее используемым в реакторных конструкциях,

работающим в условиях нейтронного излучения, являются стали аустенитного, ферритно-мартенситного, перлитного классов. Стали российского производства по основным свойствам, обеспечивающим эксплуатационные характеристики действующих ядерных реакторов, превосходят зарубежные аналоги. Успехи в разработке отечественных марок сталей для ядерных реакторов связаны с деятельностью научных коллективов под руководством Агаповой Н.П.Зотинова С.Н., Иолтуховского А.Г.Дондратьева ВЛ. (ВНИИНМ), Лякишева HJL, Иванова Л.И. (ИМЕТ), Горынина И.В., Рыбина В.В., Карзова Г.П.,(1ЩИИ КМ ПЮМЕТЕЙ), Амаева А.Д., Платонова П.А.(РШД КИ), Паршина АЛ1(СП6ТПУ), Быкова В.Н., Конобеева Ю.В.(ФЭИ), Зеленского В.Ф., Неклюдова И.М. (ХФТИ), Цыканова В.А., Давыдова Е.Ф., Прохорова В Л., Шамардина В.К.(НИИАР) и др.

Особо следует рассматривать проблемы радиационной стойкости сталей для элементов активных зон реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, учитывая высокие температуры и высокие дозы нейтронного облучения. Эксперименты с облучением до больших доз целесообразно проводить в исследовательских реакторах с учетом максимального выявления эффектов, вызывающих деградацию свойств материалов (радиационное охрупчивание, распухание, коррозионные эффекты и др.). Более глубокого понимания процессов, протекающих в материалах под облучением можно достичь, используя современные методы исследования структуры состава и свойств материалов. Ввиду этого диссертационная работа, посвященная изучению особенностей изменения структуры, состава н свойств коррозионно-стойких сталей, отражающих особенности промышленной технологии производства после больших доз облучения в результате использования разработанных и усовершенствованных методов н средств имитационных испытаний в исследовательских реакторах и послереакторных исследований, является актуальной как с точки зрения физики конденсированного состояния вещества в ноле реакторного излучения, так и с точки зрения практических задач радиационного материаловедения.

Связь работы с научными .программами. Основные составляющие работу разделы выполнялись в рамках научных договоров и контрактов ФГУП ГНЦ РФ НИИАР >№ ГНТД/ГК - 0026/00 - П - Д01 от 01.02.2001г.,-№ 41.600.14.0026 от 31.01.2002г., № 41.600.14.0026 от24.01.2003г., финансируемых Минатомом, Минпромнауки и технологий России по направлениям, определённым основами политики Российской Федерации в области развития науки и технологий до 2010г. и дальнейшую перспективу, утверждёнными Президентом

7 Российской Федерации 30 марта 2002г. Основу диссертационной работы составляют более 10 выполненных тем НИОКР.

Цель и задачи исследований: Работа выполнена с целью прогнозирования изменений физико-механических свойств, состава и структуры коррозионно-стойких сталей после больших доз облучения в исследовательских реакторах БОР-60, СМ, РБТ-б.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

1.Разработаны методики проведения экспериментов исследовательских реакторах и методики послереакторных исследований для прогнозирования изменений физико-механических характеристик коррозионно-стойких сталей при больших дозах облучения

2. Созданы подходы и разработаны физические модели, позволяющие имитировать условия радиационного охрупчивания сталей после облучения до больших доз при параметрах их практического использования в действующих и создаваемых ядерных энергетических реакторах.

3. Разработаны физические подходы, использованные в технических решениях развития новых методик исследования структуры и состава, физико-механических свойств облученных реакторных материалов в защитных камерах крупнейшего в стране материаловедческого комплекса ФГУП ГНЦ РФ НИИАР. Проведена метрологическая аттестация методик и аккредитация материаловедческого исследовательского комплекса.

4. Проведено изучение физико - механических свойств, структуры и состава сталей промышленного производства для активных зон реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, внутрикорпусных устройств и корпусов ВВЭР после высокодозного нейтронного облучения.

5. Определены значения параметров (доза, температура облучения, легирование,
термомеханическая обработка и др.) для управления физико-механическими характеристиками
коррозионно-стойких сталей в полях реакторного облучения.

Научная новизна обусловлена получением ряда уникальных экспериментальных результатов в ходе многолетних исследований по влиянию высоких доз нейтронного облучения и среды на изменения в структуре и составе коррозионно-стойких сталей, позволяющих прогнозировать изменения физико-механических свойств под воздействием облучения в ядерных реакторах:

l.Ha основании полученных в результате высокодозного облучения в исследовательских реакторах дозных и температурных зависимостей механических свойств хромо-никелевых

8 сталей аустенитного класса, установлены температурные интервалы и пороговые значения доз радиационного охрупчивания сталей аустенитного и ферритно-мартенситного классов для развития моделей и механизмов радиационного охрупчивания нержавеющих сталей

5. Развита физическая модель, описывающая связь радиационного охрупчивания с вакансионным распуханием в области температур максимального распухания аустенитных хромо-никелевых сталей.

6. Установлена зависимость вакансионного распухания стали Х13М2БФР с ОЦК-структурой от дозы и установлены доза инкубационной стадии распухания (* ІООсна) и темп на стадии ускоренного распухания (0,025 - 0,03 %^сна) в результате нейтронного облучения в диапазоне температур 35О-7О0С

7. В модели радиационного охрупчивания сталей с ОЦК-кристаллической решёткой установлено влияние дисперсных фазовых выделений на охрупчиваиие. Получены дозно-температурные зависимости плотности дислокаций, радиацнонно-стимулированных выделений фаз и сегрегации примесных элементов по границам зёрен, вызывающих низкотемпературное радиационное охрупчиваиие ферритно-мартенситной стали.

5.Впервые в результате высокодозного облучения в реакторе на быстрых нейтронах и в реакторе на промежуточных нейтронах сталей Х18Ш0Т, 304 и 316 х.д. внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР и PWR, как с наработкой гелия в сталях в результате ядерных реакций, так и без наработки, установлена зависимость механических свойств от дозы облучения и содержания гелия.

6. Установлены механизмы процессов, происходящих на границах зерен, на внутренней и
на внешней поверхности стальных оболочек твэлов, определяющие степень изменения
химического состава и структуры сталей по мере увеличения выгорания топлива в реакторе на
быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

7. Впервые разработана физическая модель, воспроизводящая условия облучения
стальной стенки корпуса реактора ВВЭР-1000 на исследовательском реакторе РБТ-6 и
проведена экспериментальная проверка работоспособности модели при сравнении требований,
заложенных в российских и французских нормативных документах (ГОСТ, ПНАЭ и RCC-M
соответственно) к методикам определения радиационного охрупчивания сталей корпусов
реакторов с водой под давлением.

8. Впервые на стенде «Корпус» в результате имитации толщины стальной стенки корпуса
реактора ВВЭР-1000 получена зависимость сдвига температуры хрупко-вязкого перехода новой

стали 15Х2НМФАА оптимизированного состава от распределения флюенса нейтронов по толщине корпуса..

Практическая ценность.

1. Создано новое поколение дистанционно управляемых, автоматизированных приборов для защитных камер, соответствующее мировому уровню. Приборы и методики метрологически аттестованы и внесены в отраслевой Каталог методик для реакторного материаловедения, Каталог методик МАГАТЭ и успешно используются для исследований по реакторному материаловедению в рамках федеральных и отраслевых научно-исследовательских программ.

2. Разработаны конструкции облучательных устройств и усовершенствованы методики для высокодозного облучения образцов конструкционных материалов в реакторах БОР-60 я СМ, используемых для аттестации свойств материалов.

3. На реакторе РБТ-б создан стенд Корпус, который является уникальным средством облучения корпусных материалов, позволяющий воспроизводить штатный, ускоренный или замедленный набор флюенса нейтронов необходимого спектрального состава и длительное (до пяти лет) выдерживание параметров облучения (температура и флюенс) на требуемом уровне и на статистически значимом массиве образцов применительно к корпусам действующих ВВЭР-440 и ЕВЭР-1000 и разрабатываемых реакторов.

4. Для подтверждения показателей качества российских корпусных сталей с
использованием разработанных методик, оборудования и моделей впервые было проведено
подтверждение равнозначности требований, заложенных в французских и российских
нормативных документах при исследовании корпуса 4-го блока Калининской АЭС.

5. Результаты работы использованы при разработке технических проектов тэлов и ТВС
реакторов на быстрых нейтронах (1Н2885-000-00,1Н2654-000-00,1Н2768-000-00 и др.).

Ли^щый вклад, автора.

Автором создан;

-Комплекс уникальных методик ОЖЕ-спектроскопии, микрорентгеноспектрального анализа, вторично-ионной масс-спектрометрии, методов газового анализа для элементно-структурных исследований, методик измерений механических свойств облучённых материалов в защитных камерах.

-Разработаны физические модели, воспроизводящие в исследовательских реакторах БОР-60, СМ, РБТ-6 параметры облучения материалов корпусов и внутрикорпусных утроиств энергетических реакторов, и проведены расчетно-аналитические исследования.

-Проведены исследования механических свойств и структуры материалов оболочек твзлов и чехлов ТВС реактора БОР-60 после облучения до предельных выгораний; включая исследования процессов на границе теплоноситель - оболочка и топливо-оболочка при исследовании твзлов реактора БОР-60.

При непосредственном участии автора проведены разработки исследовательского оборудования для защитных камер, облучательных устройств для реакторов БОР-60, СМ и стенда Корпус на реакторе РБТ-6.

При непосредственном участии автора, как научного руководителя работ, проведены облучения и исследования сталей для внутрикорпусных устройств и корпусов реакторов с водой под давлением, анализ я обработка научной информации.

Таким образом, основные результаты диссертационной работы, составляющие её научную новизну, выполнены либо лично автором, либо при его непосредственном участии.

Положения и результаты выносимые на зашиту.

1.Разработанный в диссертации единый комплекс методик и устройств для высокодозного облучения в исследовательских реакторах СМ, БОР-60, РБТ-6 и послереакторных исследований на основе развития прежде всего ОЖЕ-спектрометрии, вторично-ионной масспектрометрии, злектронно-зондового микроанализа для решения проблем физики конденсированного состояния и радиационного материаловедения, связанных с изучением влияния больших доз облучения на материалы корпусов, внутрикорпусных устройств и элементов активных зон энергетических реакторных установок. Созданный уникальный исследовательский комплекс, состоящий из облучательного стенда Корпус на реакторе РБТ-6 и внутрикамерных машин для испытания облучённых образцов.

2. Экспериментальные дозяые и температурные зависимости, позволяющие описывать
процессы радиационного охрупчивания и устанавливать температурные интервалы и пороговые
значения доз радиационного охрупчивания аустенитных хромо-никелевых и хромистых
ферритно-мартенситных нержавеющих сталей с учётом формирования пористости, выделения
фаз, дислокационной структуры и радааіщонно-стимулированньїх сегрегации.

3. Модель, определяющая связь радиационного охрупчивания с вакансионным распуханием
аустенитных хромо-никелевых сталей в диапазоне температур максимального распухания, в
которой установлена зависимость механических свойств стали от соотношения диаметра пор и
расстояния между порами.

4. Дозная зависимость вакансионного распухания хромистой стали ферритно-
мартенситного класса н определены доза на инкубационной стадии распухания (« ІООсна) и
начальный темп на стадии ускоренного распухания (0,025 - 0,03 %^сна) в результате
нейтронного облучения в диапазоне температур 350-700С в реакторе БОР-60.

5. Физическая модель высокодозного облучения в исследовательском реакторе на быстрых нейтронах (БОР-60) и в реакторе на промежуточных нейтронах (СМ) хромо-никелевых сталей аустенитного класса для внутрикорпусных устройств реакторов ВВЭР и PWR, как с наработкой гелия в сталях в результате ядерных реакций, так и без наработки, позволяющая установить зависимость механических свойств от дозы облучения и содержания гелия.

6. Механизмы процессов на границах зёрен, на внутренней и на внешней поверхности стальных оболочек твэлов, определяющие степень изменения химического состава и структуры сталей по мере увеличения выгорания топлива в исследовательском реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

7. Расчетно-конструктивная модель, воспроизводящая условия облучения стенки корпусов реакторов ВВЭР на исследовательском реакторе РБТ-6 в стенде «Корпус» и позволяющая определять параметры радиационного охрупчивания сталей корпусов.

8. Зависимость сдвига температуры хрупко-вязкого перехода новой стали 15Х2НМФАА оптимизированного состава от распределения флюенса нейтронов по толщине корпуса, полученная в результате имитации толщины стальной стенки корпуса реактора ВВЭР-1000 на стенде «Корпус».

Совокупность изложенных в диссертации результатов, положений и выводов может квалифицироваться как новое достижение в развитии перспективного направления в физике конденсированного состояния - физике радиационных явлений в конструкционных материалах в условиях больших доз облучения в исследовательских ядерных реакторах.

На основе выполненных экспериментальных исследований конструкционных сталей в исследовательских реакторах и полученных результатов измерения структуры, состава и свойств с использованием разработанных физических методов и средств облучения в исследовательских реакторах и измерений в защитных камерах решена крупная научно-техническая проблема обоснования радиационной стойкости сталей при больших дозах облучения, имеющая важное хозяйственное значение для увеличения надёжности, безопасности и ресурса ядерных энергетических реакторов и их конструктивных элементов.

Апробация работы. Основные результаты диссертации были доложены и обсуждены:

На Всесоюзной школе-семинаре по методикам послереакторных исследований. Димитровград, апрель 1982г.

На Франко-советском семинаре по конструкционным материалам быстрых реакторов. Франция, Кадараш, март 1983г.

На конференции Американского общества по испытанию материалов(АЗТМ), США, Филадельфия, 1994г., на совещании специалистов МАГАТЭ. Радиационное охрупчивание корпусов и способы защиты, г. Эспо, Финляндия. Октябрь 22-30,1995г.

На международной рабочей группе МАГАТЭ по управлению сроком эксплуатации АЭС. г. Владимир, 15-19 сентября 1999г.

На шестой Российской конференции по реакторному материаловедению г. Димитровград 11-15 сентября 2000г.

На международной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград, 25-29 июня 2001г

На конференции Минатома России. Состояние и перспективы развития экспериментальной базы топливного цикла атомной энергетики. 3 июня 2002г., Москва.

На международном симпозиуме «Фонтенвро-5» Исследования материалов для решения проблем реакторов с водой под давлением 23-27 сентября 2002г. Франция, г. Фонтенвро.

На Российской конференции, посвященной 100-летию со дня рождения А.А.Бочвара «Материалы ядерной техникн».23-27 сентября 2002г. Агой. Краснодарский край.

На седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению, 15-18 сентября 2003г. Димитровград, на международной научно-технической конференции. Атомная энергетика и топливные циклы. Москва - Димитровград, 1 -5 декабря 2003г.

Публикации. По результатам исследований опубликовано 47 работ, из них б изобретений и 3 патента.

ЬМетоды исследования и аппаратура

І.ІАнализ проблемных задач совершенствования внутрикамерного оборудования для

исследований облучённых металлов*

За весь период развития атомной науки и техники совершенствование исследовательского оборудования для материаловедения, реконструкция и модернизация лабораторий, имеющих защитные камеры проводились достаточно равномерно в соответствии с планами Министерства. Для анализа состояния оборудования и методик была разработана и внедрена в отрасли база данных [ 5, б ], которая позволяет планировать развитие методик для исследований по проблемам в реакторной технике и технологии.

Основные проблемные задачи в реакторном материаловедении, возникающие в процессе эксплуатации атомных реакторов и при создании новых проектов - это полнота и соответствие действующим требованиям к экспериментальной информации при проведении исследований материалов атомной техники. За последние годы наиболее достоверной стала считаться информация, полученная при исследовании конструкций и элементов, отработавших в реальных условиях действующих ядерных реакторов. Так более 10 лет тому назад были прекращены эксперименты по облучению образцов корпусных сталей в исследовательских реакторах и основные исследования стали выполняться на темплетах, вырезанных из корпусов реакторов. Материалы оболочек твэлов стало возможным без предварительных испытаний в исследовательских реакторах ставить на облучение в составе экспериментальных ТВС в энергетические реакторы. Так, например, сталь ЧС-68 была использована для оболочек твэлов реактора БН-600 без предварительных испытаний в реакторе БОР-60. Основаниями для такого подхода являются следующие причины;

-Отсутствие проблем по безопасности реактора, связанных с риском при замене стали ЭП-172 на сталь ЧС-68;

-Отсутствие совершенной техники и методик облучения в исследовательских реакторах, воспроизводящих в наиболее полном объеме рабочие условия, действующие на материалы в конструкциях энергетического реактора (корпус, внутрикорпусные устройства, выгородка, активная зона) /5/;

-Длительный период эксперимента с момента постановки на облучение до получения окончательных результатов исследований свойств;

-Ограниченные методические возможности исследований материалов конструктивных элементов реакторов, обладающих высокой наведённой радиоактивностью

Оптимальным решением следует считать подход, сочетающий постановку модельных

экспериментов в исследовательских реакторах и исследования конструктивных элементов, прошедших испытания в реальных рабочих условиях. Разработка моделей на основе варьирования параметров экспериментов в исследовательских реакторах я их дальнейшее уточнение и проверка по результатам ресурсных испытаний позволит получать прогнозные оценки свойств и обосновывать ресурс конструкций ядерных реакторов.

Одной из главных проблем при аттестации облученных реакторных материалов является полнота измерения физико-механических свойств, элементного состава и структуры материалов с учетом рабочих условий использования материалов. Изменение свойств материалов, отвечающих за надежность и долговечность конструкций происходит в результате закономерных явлений и процессов, протекающих в материалах в условиях воздействия нейтронного облучения и среды. Исходя из анализа этих явлений и процессов (табл. 1.1.1), возникает потребность в реакторных испытаниях и измерениях важнейших свойств материалов.

Основные требования к испытаниям материалов реакторной техники за последние годы значительно расширились, прежде всего в части номенклатуры применяемых методов, миниатюризации образцов, статистической достоверности получаемой информации как на одном образце, так и на массиве[7,8Д0]. Методики и оборудование, используемые в исследованиях облучённых в реакторе образцов и конструкций должны максимально соответствовать нормативным требованиям, действующим в материаловедческих лабораториях, выполняющих исследования нерадиоактивных материалов. Прежде всего это связано с повышением надежности и безопасности реакторной техники, продлением ресурса реакторных установок в том числе и за счёт использования полной и достоверной информации о свойствах материалов/1,2/. Как следует из таблицы 1.1.1, наиболее важны для расчетов механические свойства. Среди многообразия механических испытаний реакторных материалов наиболее представительными могут быть механические испытания материалов из реальных конструкций, отработавших в реакторах, в контролируемых условиях воздействия комплекса факторов,

Сложность проведения этих испытаний состоит прежде всего в изготовлении дистанционным способом стандартных образцов из облучённых конструкций /7,20 /. Для понимания механизмов воздействия реакторного излучения и условий испытаний на свойства реакторных материалов необходимо применение современных методов исследования структуры и химического состава в объёме и локально. Использование методов электронного и ионного микроанализа для исследований высокоактивных образцов требует, как разработки специальных приборов, так и приспособления приборов,

выпускаемых в стране и за рубежом для работы с высокоактивными образцами. В любом случае при использовании этого оборудования необходима разработка систем биологической зашиты и методик, учитывающих влияние собственного излучения исследуемого образца на измеряемые параметры.

Таблица 1.1.1 Основные параметры, определяющие работоспособность сталей и сплавов, важнейших элементов ядерных реакторов

Таблица 1.1.2 Потребность в основных методах материаловедческих исследований облученных материалов с учетом современных требований аттестации материалов

С учетом требований при аттестации горячей лаборатории по достоверности и точности измерения основных свойств материалов выбраны основные подходы в совершенствовании методик (табл.1.1.2), широко используемых в обычной практике материаловедения. Основу подходов составляют:

дистанционные способы обслуживания;

автоматизированный процесс управления и обработки результатов;

экологическая безопасность, связанная прежде всего с радиационным воздействием на обслуживающий персонал и окружающую среду.

Реализованные в практике горячей материаловедческой лаборатории подходы, радикально изменили облик традиционных приборов и методик проведения исследований. Дистанционный способ обслуживания установок является определяющим условием безопасного проведения исследований. В случае больших затруднений с дистанционным способом обслуживания сложных электронных приборов (ОЖЕ, ВИМС) при исследовании облучённых материалов используются образцы минимально возможной массы, и локальные способ биологической защиты.

Автоматизация процессов управления и обработки результатов, выполненная на всех основных установках, сопровождалась радикальными изменениями кинематических, оптических и оптико-электронных систем приборов, формированию нового поколения приборов и установок, обеспечивающих хорошую воспроизводимость результатов, минимальное число измерений и минимальное время вредного воздействия излучения образца на системы прибора. Автоматизированный процесс обработки результатов

обеспечивает учет большого числа факторов, влияющих на конечный результат измерения, повышает статистическую достоверность измерений, например, путем построения карт химического состава по площади образца. Автоматизация - это важнейший элемент при метрологической аттестации методик.

Экологическая безопасность исследований, связанная с образованием радиоактивных аэрозолей, когда используется воздействие электронного луча, нагрев и плавление радиоактивных материалов, в каждом виде испытаний имеет практически отдельное решение в сочетании с инженерными системами вентиляции в защитных камерах. Как правило, это использование специальных улавливающих систем (искровая установка резки) или холодных ловушек (МАР, ВИМС) для улавливания и удаления аэрозолей.

1.2 Методики локального элементного анализа облучённых материалов.

Современные методы элементного анализа, использующие в своей основе физические процессы возбуждения характеристического рентгеновского излучения элементов сфокусированным электронным пучком, использующие вторично -ионную масс-спектрометрию или ОЖЕ-спектроскопию крайне сложно использовать для исследований материалов, обладающих высокой радиоактивностью. Использование даже простейших встроенных в приборы защитных устройств от радиации персонала и электронных систем значительно усложняет конструкцию приборов и процесс их эксплуатации. Основные подходы, которые использовались в практике исследований ранее - это минимизация массы исследуемого образца и временные свинцовые экраны для защиты от радиации и снижения дозовых нагрузок на персонал. На протяжении последних лет под научным руководством и непосредственным участием автора были разработаны и реализованы различные конструкции и схема исследований на аналитических приборах (рис. 1.2.1) [9_?10]. В качестве примера рассмотрена хронологическая последовательность совершенствования и методического развития рентгеновского микроанализатора серии MAP Красногорского Механического завода (табл.1.2.1.) На рис.1.2.2 представлены две последние модификации прибора серии MAP. Методики, реализованные с использованием миниатюрных образцов были существенно развиты для получения наиболее полной информации о составе и структуры на одном и том же образце. Эта идея бьша реализована на участке вблизи защитных камер на котором были размещены приборы для ОЖЕ-анализа, вторично-ионной масспектрометрии, сканирующей и просвечивающей электронной микроскопии (рис.1.2.3).

Таблица 1.2.1 Совершенствование приборов и методик для исследований материалов с высокой радиоактивностью.

Изготовление образцов (диски диаметром Змм) для исследований из облучённых материалов

Сканирующий электронный

микроскоп

ОЖЕ-шектрометр с ДУО-плазматроном.

ОЖЕ-спектрометр с механизмом разрушения образца в вакууме в камере образцов.

/

Электронно-зондовый микроанализатор.

Вторично-ионный масс-спектрометр с ДУО-плазматроном.

Подготовка образца

Просвечивающий

электронный

микроскоп

Газоанализатор

Рис, 1.2,1 Применение методов структурного и элементного анализа для получения максимального объёма информации на одном и том же облучённом образце минимального размера.

Современные зарубежные приборы подобного класса, создаваемые для исследования ралиоактивых материалов отличаются комбинацией различных методов анализа состава и структуры, например, ОЖЕ, ВИМС в одном приборе. Для работы с облучёнными материалами такие приборы использовать достаточно сложно из-за сложности управления и, использования дистанционных методов обслуживания. Наконец, эти приборы уникальные и дорогие, поэтому могут быть использованы корпоративно для отдельных исследований, например, тонких защитных коррозионных плёнок, сегрегации элементов на поверхности разрушения и др. 6 представленной работе для получения аналогичных результатов был использован другой подход, заключающийся в миниатюризации и универсализации образца, исследуемого на различных приборах: ОЖЕ, ВИМС, MAP, сканирующей и просвечивающей микроскопии и др. Основная проблема которая была решена - это подготовка образцов и дистанционная система транспортирования образцов между приборами. Были отработаны экспериментально инженерные решения по конструктивным элементам, обеспечивающим установку радиоактивных образцов в прибор и безопасное проведение исследований. Разработанные технические решения по размещению сложных электронно-вакуумных приборов в защитных камерах были реализованы в современных поколениях микроанализаторов и сканирующих электронных микроскопов/12/. В отличии от приборов старой модификации радиоактивный образец остаётся неподвижным, а сканирование производится электронным зондом без расфокусировки последнего. Такой вариант позволяет упростить и повысить надёжность системы дистанционной загрузки образца в камеру и использовать автоматизированную систему перемещения образца. Набор кристаллов-анализаторов обеспечивает анализ элементов системы Менделеева, начиная с углерода. Для обеспечения эффективности регистрирующих систем предусмотрены локальная и общая защита от бетта и гамма излучений электронных систем, использование защиты в спектрометре и увеличение радиуса круга Роулэнда со 160 до 180см, что повышает угловое разрешение спектрометра, Наблюдение поверхности образца и электронного зонда осуществляется с помощью телесистемы.

Микроанализатор МАР-3 Микроанализатор MAP-4

Рис. 1.2.2 Последние модификации прибора серии MAP.

МС-7202М ЭСО-5УМ

Рис. 1.2.3 . Усовершенствованные дифференциальный растровый Оже-электронно- зондовыи спектрометр ЭСО-5УМ и вторично-ионный масс-спектрометр МС-7202 для исследования облучённых материалов.

ОЖЕ-анализатор, разработанный для исследования изломов, образованных при разрушении образцов в сверхвысоком вакууме, обеспечивает исследование сегрегационных эффектов, связанных с процессом деформирования и разрушения образцов, устраняя маскирующее сегрегации действие оксидной плёнки, образующейся на поверхности излома при разрушении образца в атмосфере. Камера для образцов показана на рис. 1.2.4

Рис. 1.2.4. Модифицированная камера ОЖЕ-анализатора, разработанная для размещения облучённых образцов и оборудованная устройством для разрушения образцов в сверхвысоком вакууме.

Прибор создавался при участии д.ф.-м.н. Ильина A.M. и в его конструкции был использован энергоанализатор, разработанный на основании расчётов, основанных на фокусирующих свойствах поля, являющихся решением уравнения Лапласа AU =0 с граничными условиями U(r =ті) =U(z=0)=U(z=L)=0, U=(ri=r2)=Uo , с использованием значений параметра L близких к расстоянию между источником и изображением S1S2, когда поле отличается от асимптотического случая, представляющего собой цилиндрическое зеркало, во всех областях анализируемого пространства. Созданный на основе расчётов энергоанализатор обладает повышенной разрешающей способностью по энергии, а наличие торцевых ограничивающих электродов, обладающих возможностью перемещения в заданных пределах вдоль оси анализатора позволяет производить изменение режима энергетического разрешения анализатора. Перемещение приёмника вдоль оси с помощью прецизионного вакуумного ввода обеспечивает точную настройку на максимальную

интенсивность сигнала в процессе работы. Такая анализирующая система обеспечивает кроме высокой разрешающей способности высокую чувствительность, что особенно важно в условиях анализа шероховатых излучающих поверхностей с высокой степенью гашения эмиссии электронного потока.

Когда используется для исследования поверхности после разрушения ОЖЕ-спектроскопия или электронно-зондовый микроанализ, то возникают особые проблемы регистрации эмиссии электронов или характеристического рентгеновского излучения из-за неровности поверхности. Поверхность разрушения может иметь вязкий характер излома или хрупкий с открытыми поверхностями границ зёрен когда разрушение происходит по границам зёрен (рис. 1.2.5). Как правило в обоих случаях наблюдается снижение интенсивности потока вторичных электронов в сравнении с плоской поверхностью. На рис. 1.2.6 представлены схемы двух видов неровностей, характеризующих хрупкое и пластичное разрушение.

Рис. 1.2.5. Типичная картина вязкого (а) и хрупкого (б) излома используемых в расчётах.

Все расчёты /11/ были сделаны для случая энергетического анализатора, используемого в спектрометрии, типа цилиндрического зеркала, центральная траектория 42,3 +6 в направлении оси У. Можно апроксимировать эффективный угол выражением

2 Да . (і і

Ф{г, ер)

а,> a_Q-ka, \^lA

₀ ' a_s < ao + Да ,

Где г =x/R размерные сокращения меняющихся значений эмиторного пятна от центра ямки, ^азимутальная координата точки на траектории ямки (ф измеряется в плоскости перпендикулярной оси У). Выражение для a _s(r, <р) в этом случае представлено

1 4- г² — 1r cos

_Ф\

arctg ( —

cs_s(r, q>) =

'" ямки
f- } (1.2)

I /7

/r² ± 2r + cos ² \ \ (l-r)ctga? J

arctg

'г² ± 2г 4- COS Q>\ фасетки

x 0 b

Рис. 1.2.6 й) -Схематическая картина ямки, представленная как полусфера. Где а⁰ и а ^п₅ величины экранирующих углов для & =0 и ф= п, соответственно, S источник эмиссии. /_F значение схематического анализирующего электронного луча. Ь) -Вид неровности на поверхности, образованный двумя поверхностями. /?-угол, образованный двумя плоскостями.

При сканировании электронным зондом по неровностям поверхности проявляются две особенности: а) в снижении интенсивности характеристического рентгеновского излучения и б) в анизотропии интенсивности при изменении азимутально угла.

Результаты расчёта основаны на коррекции характеристического спектра или ОЖБ -спектра, полученного из области на дне ямки при пластичном разрушении или фасетки в случае хрупкого разрушения. Коррекция измерения элементов на поверхности может представлена выражением С^ =^ , где (С) концентрация определяемого элемента на поверхности. Коот можно получить численным интегрированием кривых на рис. 1.2.7 в интервале (0,гс).

as

О 3 S 9

ер

0.5

Рис. 1.2.7 ^-Графическая зависимость Ф(г, <р) для случая ямки при пластичном разрушении : (1) г=0, (2) 0,2 ,(3) 0,4, (4) 0,6 и Ъ)- для зернограничного хрупкого разрушения, (1) 1=-0, (2) 0,1, (3) 0,2, (4) 0,3, ф даны в единицах л/9.

Для определения коэффициента коррекции необходимо использовать сканирующую электронную микроскопию и для Э=120 средняя величина Кс<*= 1,3 для случая хрупкого разрушения. Для пластичного разрушения бьша получена средняя величина К^ =1,8. В дальнейших исследованиях элементного состава сталей на поверхности разрушенных образцов при различных видах испытаний коэффициенты коррекции широко использовались для получения объективной картины распределения элементов по поверхности.

^

Таблица 1.2.2 Основные результаты методических разработок, вьшолненных на анализаторах ОЖБ и ВИМС, используемых для исследования облучённых мини образцов.

В результате расчётно-аналитических исследований и многолетних поисковых

методических разработок были определены варианты усовершенствований приборов,

позволяющие значительно снизить фоновые шумы от собственного излучения исследуемого образца и достигнуть уровней точности и чувствительности которые имеют место при исследовании нерадиоактивных образцов реакторных материалов /10,12/.

ІЗРазработанньге методы и приборы для определения содержания газообразных элементов в облучённых материалах.

При исследовании коррозионных процессов, протекающих при длительном воздействии окружающей среды, и теплоносителя на конструкционные материалы измерение содержания газовых примесей, в частности, водорода, гелия, кислорода, азота является важной и сложной задачей. Важность задачи определяется сильным влиянием газовых примесей на физико-механические свойства, зернограничные сегрегационные процессы в реакторных материалах /11/, а сложность измерений зависит от методов экстракции газов и аналитического окончания (газо-хроматографического или масс-спектрометрического) /14/. Для применения в условиях защитных камер были разработаны и внедрены методы экстракции газов при плавлении образца в вакууме или инертной атмосфере с последующим газо-хроратографическим или масс-спектрометрическим окончанием /15,16/. В таблице 1.3.1 представлены основные характеристики разработанных методов анализа газов в облучённых металлах, которые используются для решения различных задач в реакторном материаловедении. Задачи, связанные с содержанием газов в металлах, можно условно разделить на следующие:

Взаимодействие конструкционных материалов с газовыми примесями (водород, кислород, азот) под облучением в жидком натрии или в воде;

Накопление газовых примесей (водород, гелий ) в никельсодержащих сталях и других материалах в результате ядерных реакций.

Для исследований этих явлений разработан комплекс методов, обеспечивающий всю полноту необходимых измерений содержания газов (см. табл. 1.3.1).

Одна из разработанных дистанционно управляемых установок (рис.1.3.1) предназначена для определения водорода, кислорода, азота и гелия в конструкционных материалах, ксенона и криптона в облучённом топливе /14,15/. Прибор имеет выносной блок с импульсной печью, размещённый в защитной камере, что позволяет использовать его для проведения анализов облученных образцов.

Метод основан на плавлении образца в графитовом тигле в потоке газа-носителя при температуре до 3500 С экстрагировании содержащихся в образце газов и последующем их

количественном анализе газохроматографическим способом Плавление образца происходит в результате импульсного пропускания электрического тока через графитовый тигель внутрь которого помещается образец. Свободный объем печи не превышает 1 см ³,время нагрева 3-5 с, что обеспечивает дозирование смеси газов для последующего качественного разделения смеси на хроматографических колонках. Существенным преимуществом метода плавления в потоке газа-носителя является его экспрессность, что позволяет проводить исследования большого количества образцов с сохранением высокой точности и чувствительности

Таблица 1.3.1 Основные характеристики разработанных методов анализа газов в облучённых металлах.

Представленные методики дополняют технические возможности электронных и ионных методов локального анализа, поскольку количественное определение лёгких, газовых элементов этими методами является сложной задачей из-за их мягкого характеристического рентгеновского излучения и его поглощения, присутствия в остаточных газах и загрязнениях поверхности образцов.

Рис.1.3.1 Схема установки для определения кислорода, азота, водорода, гелия в облученных материалах. 1 — печь импульсного плавления образцов; 2 - печь сопротивления; 3 -восьмиходовые краны; 4 - фильтр; 5-сорбционная колонка; 6 - разделительная колонка

хроматографа; 7 - детектор, направление газа-носителя при загрузке образцов ( ),

при анализе ( )

В процессе создания газо-хроматографического метода экспрессного анализа газов в сравнительно малых объёмах образца были исследовано влияние накапливаемой радиоактивности в разделительных колонках, заполненных молекулярными ситами 5 А, на их эффективность разделения смесей лёгких газов. На основе полученных оценок определены

параметры стабильности важные в определении точности и чувствительности анализа газовых элементов./14/.

Для определения содержания накапливаемых в сталях в результате ядерных реакций
гелия и водорода был разработан высокочувствительный аналитический комплекс
включающий вакуумную экстракцию из микрообразцов (образец для электронной
микроскопии) и масс-спектрометрический анализатор газа (рис 1.3.2). В основе масс-
спекгрометрического метода определения абсолютного количества изотопа ⁴ Не,
содержащегося в образце исследуемого конструкционного материала, с применением
изотопного разбавления лежит способ относительного количества изотопа ⁴ Не,
содержащегося в материале с известным количеством изотопа ³ Не. При этом масс-
спектрометр используется для сравнения абсолютных количеств изотопов гелия.

а)

Рис. 1.3.2.Внешний вид (а) и принципиальная схема (б)установки экстракции газов. 1-вакуумная система, 2-система измерения вакуума, 3-система измерения давления метки, 4-система приготовления проверочных смесей, 5-колибровочное устройство, 6-система безмасляных вакуумных насосов, 7-система колибровочных объёмов, 8-шлюз для загрузки образцов, 9-камера для дегазации, 10-система индукционного нагрева образца.

Применение масс-спектрометра в качестве такого устройства обусловлено, во-первых, физическими основами масс-спекгрометрического метода, позволяющего производить пространственное разделение ионов изотопов гелия, а во-вторых, уникально высокой чувствительностью, присущей масс-спектрометрическому методу и позволяющей

измерять сверхмалые (менее 10^ю моль) абсолютные количества изотопов гелия, что является особенно важным при анализе облучённых материалов, обладающих существенной наведённой активностью.

Как показывают электронно-микроскопические исследования структуры облучённых материалов, накопленный в них гелий в зависимости от условий облучения содержится либо в виде микроскопических пузырьков на границах зёрен материала, либо в виде сложных кластерных образований, комплексов, состоящих из нескольких атомов гелия и вакансий. При этом абсолютное количество атомов гелия очень не велико ( менее сотых долей процента всех атомов исследуемого материала).

Созданные установки и разработанные методики использованы в защитных камерах для проведения широкого круга исследований по взаимодействию конструкционных материалов с примесями в натриевом теплоносителе, с водой, с диссоциирующим теплоносителем, с оксидным, карбидным и нитридным ядерным топливом и др.

1.4 Методики электронной микроскопии для исследования материалов с высоким уровнем радиоактивности.

Одним из наиболее важных методов структурных исследований является просвечивающая электронная микроскопия. Более 25 лет в горячей материаловедческой лаборатории использовались отечественные электронные микроскопы ЭМ-125, ПЭМ-ЮО на базе которых были созданы методики исследования, накоплен большой практический опыт проведения исследований таких радиационных явлений, как распухание аустенитных хромо-никелевых сталей, структурные превращения под облучением и многие другие. С увеличением номенклатуры исследуемых материалов и необходимостью углубления их структурных исследований, стала необходима более совершенная техника и развитие методик исследований структуры и состава облучённых материалов. Особая необходимость в использовании современных электронных микроскопов возникает при исследовании облучённых сталей, обладающих магнитными свойствами. Высокая окисляемость сталей на воздухе до постановки образцов в микроскоп и влияние магнитного поля образца на фокусировку электронного луча на образце сильно затрудняли получение качественной информации о структуре стали после высокодозного облучения. Впервые в горячей лаборатории НИИАР был введён в эксплуатацию для исследования высокорадиоактивных материалов японский просвечивающий электронный микроскоп JEM 2000 РХШ (Рис.1.4.1). Основные характеристики сведены в таблице!,4.1.

Таблица 1.4.

Возможности просвечивающих микроскопов.

Рис 1.4.1 Электронный микроскоп JEM 2000 FXII 1.

Данный микроскоп универсален, так как укомплектован приставкой для сканирования электронного пучка, рентгеновским энергодисперсионным спектрометром LINK (Англия), детектором вторичных и отражённых электронов, а также гониометром. Перечисленные устройства позволяют реализовать следующие ранее не возможные методики:

проводить исследования дислокационной структуры, радиационных дефектов и выделений избыточных фаз в трансмиссионном режиме работы микроскопа на образцах низколегированных и хромистых сталей в виде тонких фольг. В качестве объектов

исследований используются утонённые диски диаметром 3 мм или образцы с размерами 8x3x1.5мм;

изучать структуру поверхности материалов в сканирующем режиме во вторичных и отражённых электронах;

проводить качественный и количественный анализ матрицы и частиц отдельных выделений в трансмиссионном и сканирующем режимах.

Созданный участок просвечивающей электронной микроскопии с использованием современной приборной техники и разработанные методики подготовки образцов обеспечили развитие исследований структуры облучённых хромистых и низколегированных сталей/18/. Участок электронной микроскопии широко используется для выполнения научных программ по циркониевым сплавам, материалам для термоядерных реакторов и другим программам и задачам реакторного материаловедения.

Сканирующая электронная микроскопия очень важна при исследовании механизмов коррозии, разрушения материалов, изучении структуры, фазового, химического состава и др. Возможности отечественных приборов не позволяют расширять диапазон исследований и обеспечивать современный нормативный уровень безопасности для обслуживающего персонала. В то же время наработка статистически значимого объёма результатов требует длительного исследования высокорадиоактивных материалов. Для обеспечения возможности проводить такие исследования по техническим требованиям, разработанным НИИАР, фирмой Philips был создан уникальный автоматизированный исследовательский комплекс в состав которого входит автоматизированный сканирующий микроскоп марки Philips XL ЗО ESEM-TMP специально доработанный для использования в защитной камере (Рис. 1.4.2). Доработка приборной техники включала в себя целый ряд позиций /34/, в том числе:

Разработку радиационностойкого детектора вторичных электронов способного работать в полях ионизирующих излучений длительный период времени и сохранять стабильность характеристик.

Использование технологии дистанционной установки и извлечения образцов а микроскоп, гарантирующей безопасность выполнения этой операции.

Разработанньїе методы и приборы для определения содержания газообразных элементов в облученных материалах

За весь период развития атомной науки и техники совершенствование исследовательского оборудования для материаловедения, реконструкция и модернизация лабораторий, имеющих защитные камеры проводились достаточно равномерно в соответствии с планами Министерства. Для анализа состояния оборудования и методик была разработана и внедрена в отрасли база данных [ 5, б ], которая позволяет планировать развитие методик для исследований по проблемам в реакторной технике и технологии. Основные проблемные задачи в реакторном материаловедении, возникающие в процессе эксплуатации атомных реакторов и при создании новых проектов - это полнота и соответствие действующим требованиям к экспериментальной информации при проведении исследований материалов атомной техники. За последние годы наиболее достоверной стала считаться информация, полученная при исследовании конструкций и элементов, отработавших в реальных условиях действующих ядерных реакторов. Так более 10 лет тому назад были прекращены эксперименты по облучению образцов корпусных сталей в исследовательских реакторах и основные исследования стали выполняться на темплетах, вырезанных из корпусов реакторов. Материалы оболочек твэлов стало возможным без предварительных испытаний в исследовательских реакторах ставить на облучение в составе экспериментальных ТВС в энергетические реакторы. Так, например, сталь ЧС-68 была использована для оболочек твэлов реактора БН-600 без предварительных испытаний в реакторе БОР-60. Основаниями для такого подхода являются следующие причины; -Отсутствие проблем по безопасности реактора, связанных с риском при замене стали ЭП-172 на сталь ЧС-68; -Отсутствие совершенной техники и методик облучения в исследовательских реакторах, воспроизводящих в наиболее полном объеме рабочие условия, действующие на материалы в конструкциях энергетического реактора (корпус, внутрикорпусные устройства, выгородка, активная зона) /5/; -Длительный период эксперимента с момента постановки на облучение до получения окончательных результатов исследований свойств; -Ограниченные методические возможности исследований материалов конструктивных элементов реакторов, обладающих высокой наведённой радиоактивностью Оптимальным решением следует считать подход, сочетающий постановку модельных экспериментов в исследовательских реакторах и исследования конструктивных элементов, прошедших испытания в реальных рабочих условиях. Разработка моделей на основе варьирования параметров экспериментов в исследовательских реакторах я их дальнейшее уточнение и проверка по результатам ресурсных испытаний позволит получать прогнозные оценки свойств и обосновывать ресурс конструкций ядерных реакторов. Одной из главных проблем при аттестации облученных реакторных материалов является полнота измерения физико-механических свойств, элементного состава и структуры материалов с учетом рабочих условий использования материалов.

Изменение свойств материалов, отвечающих за надежность и долговечность конструкций происходит в результате закономерных явлений и процессов, протекающих в материалах в условиях воздействия нейтронного облучения и среды. Исходя из анализа этих явлений и процессов (табл. 1.1.1), возникает потребность в реакторных испытаниях и измерениях важнейших свойств материалов. Основные требования к испытаниям материалов реакторной техники за последние годы значительно расширились, прежде всего в части номенклатуры применяемых методов, миниатюризации образцов, статистической достоверности получаемой информации как на одном образце, так и на массиве[7,8Д0]. Методики и оборудование, используемые в исследованиях облучённых в реакторе образцов и конструкций должны максимально соответствовать нормативным требованиям, действующим в материаловедческих лабораториях, выполняющих исследования нерадиоактивных материалов. Прежде всего это связано с повышением надежности и безопасности реакторной техники, продлением ресурса реакторных установок в том числе и за счёт использования полной и достоверной информации о свойствах материалов/1,2/. Как следует из таблицы 1.1.1, наиболее важны для расчетов механические свойства. Среди многообразия механических испытаний реакторных материалов наиболее представительными могут быть механические испытания материалов из реальных конструкций, отработавших в реакторах, в контролируемых условиях воздействия комплекса факторов, Сложность проведения этих испытаний состоит прежде всего в изготовлении дистанционным способом стандартных образцов из облучённых конструкций /7,20 /. Для понимания механизмов воздействия реакторного излучения и условий испытаний на свойства реакторных материалов необходимо применение современных методов исследования структуры и химического состава в объёме и локально. Использование методов электронного и ионного микроанализа для исследований высокоактивных образцов требует, как разработки специальных приборов, так и приспособления приборов, выпускаемых в стране и за рубежом для работы с высокоактивными образцами.

В любом случае при использовании этого оборудования необходима разработка систем биологической зашиты и методик, учитывающих влияние собственного излучения исследуемого образца на измеряемые параметры. С учетом требований при аттестации горячей лаборатории по достоверности и точности измерения основных свойств материалов выбраны основные подходы в совершенствовании методик (табл.1.1.2), широко используемых в обычной практике материаловедения. Основу подходов составляют: - дистанционные способы обслуживания; - автоматизированный процесс управления и обработки результатов; - экологическая безопасность, связанная прежде всего с радиационным воздействием на обслуживающий персонал и окружающую среду. Реализованные в практике горячей материаловедческой лаборатории подходы, радикально изменили облик традиционных приборов и методик проведения исследований. Дистанционный способ обслуживания установок является определяющим условием безопасного проведения исследований. В случае больших затруднений с дистанционным способом обслуживания сложных электронных приборов (ОЖЕ, ВИМС) при исследовании облучённых материалов используются образцы минимально возможной массы, и локальные способ биологической защиты. Автоматизация процессов управления и обработки результатов, выполненная на всех основных установках, сопровождалась радикальными изменениями кинематических, оптических и оптико-электронных систем приборов, формированию нового поколения приборов и установок, обеспечивающих хорошую воспроизводимость результатов, минимальное число измерений и минимальное время вредного воздействия излучения образца на системы прибора. Автоматизированный процесс обработки результатов обеспечивает учет большого числа факторов, влияющих на конечный результат измерения, повышает статистическую достоверность измерений, например, путем построения карт химического состава по площади образца. Автоматизация - это важнейший элемент при метрологической аттестации методик. Экологическая безопасность исследований, связанная с образованием радиоактивных аэрозолей, когда используется воздействие электронного луча, нагрев и плавление радиоактивных материалов, в каждом виде испытаний имеет практически отдельное решение в сочетании с инженерными системами вентиляции в защитных камерах. Как правило, это использование специальных улавливающих систем (искровая установка резки) или холодных ловушек (МАР, ВИМС) для улавливания и удаления аэрозолей.

Высокодозное облучение в реакторе СМ

Облучение образцов конструкционных материалов в реакторе СМ-2 до высоких флюенсов нейтронов за последнее десятилетие приобрело большую актуальность в связи с возникшими задачами обоснованного продления ресурса ядерных реакторов различного назначения /22/. Привлекательность облучения в ректоре СМ-2 состоит прежде всего в том, что одновременно с набором высокой повреждающей дозы возможно проводить накопление гелия и водорода в никельсодержащих сталях и никелевых сплавах, в спектре тепловых нейтронов /23/. Это создаёт возможность более точной имитации рабочих условий облучения материалов внутрикорпусных конструкций водо-водяньгх ядерных реакторов. Конструкция облучательного устройства для реактора СМ-2 более сложная (Рис 2.2.1), поскольку в ампуле установлено несколько термопар для непрерывного контроля температуры образцов на начальной стадии облучения, до первой перегрузки образцов. После перегрузки образцов термопары удаляются, и температура контролируется по косвенным параметрам (расход и температура воды.) Представленное устройство явилось основой для экспериментов, проведённых в реакторах БОР-60 и СМ-2 по облучению сталей для внутрикорпусных устройств реакторов с водой под давлением/21, 24/. Для организации загрузки ампулы образцами, правильной установки на образцы гафииевых экранов, поглощающих тепловые нейтроны. (при необходимости) и для многих других технических решений важное значение имеет проведённый расчёт флюенса нейтронов и накопления гелия в стали с использованием ядерных данных (табл.2.2.1). Правильность результатов расчётов в дальнейших исследованиях были проверена экспериментально с использованием методов газового анализа. Оценка повреждающей дозы в позициях размещения в конструкции сделана по экспериментально измеренному значению флюенса нейтронов с энергией больше 1 МэВ. Вычисления выполнены по программе SPECTRD с использованием расчётных спектров нейтронов. Скорость образования смещённых атомов под воздействием нейтронного облучения рассчитана по формуле: В рассматриваемом эксперименте расчётное распределение флюенса по высоте активной зоны показано на рис 2.2.2. Суммарная повреждающая доза в образцах никелевых сталей по результатам измерений составила значения от 10,2сна до 15,6 сна (рис. 2.2.3). ) Накопление гелия в экранированных гафнием образцах рассчитывается численным методом. Для расчёта скорости реакции 58Ni(n, ) S9Ni использованы сечения из дозиметрического файла IRDF90. Значения скоростей реакций 59Ni(n,r) 60Ni, 59Ni(nsp) 59Со, 59Ni(n,#) 56Fe пересчитаны из скорости реакции на TSTi. Для обоих спектров (экранированный и неэкранированный) наблюдается линейная зависимость накопления гелия в нержавеющей стали 316 от повреждающей дозы (рис.2.2.4). Полученные значения скорости накопления гелия в нержавеющей стали при облучении в тепловом и экранированном спектрах нейтронов, согласуются с данными, полученными ранее при облучении нержавеющих сталей в реакторах различных типов (рис. 2.2.5). Рис.2.2.4. Зависимость накопления гелия в образцах нержавеющей стали марки 316 от повреждающей дозы (Д- расчёт для полного спектра, - расчёт для экранированного спектра, - результаты измерения содержания гелия). Рис.2.2.5 Результаты расчёта накопления гелия в никелевых сталях в различных реакторах. Скорость накопления гелия в стали при облучении в реакторе БОР-60 в быстром спектре нейтронов много меньше скорости накопления гелия в нержавеющей стали при облучении в реакторе СМ в экранированном спектре (рис. 2.2.6). Рис.2.2.6

Зависимость накопления гелия в никелевой стали 304, облучённой в реакторе БОР-60, от флюенса нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ (а), от повреждающей дозы (б). Результаты расчёта накопления гелия в зависимости от времени облучения и типа конструкционного материала, влияющего на спектр и интенсивность нейтронного потока представлены в таблице 2.2.2. Для изучения коррозионных процессов в натрии под облучением были разработаны разборные облучательные устройства, позволяющие облучать образцы при температуре от 350С до 700С (рис.2.3.1). Повышение температуры образцов достигалось путем дросселирования выходного отверстия в головке ампулы, использованием твэльных или вольфрамового радиационного нагревателя и газового теплоизолирующего зазора. Конструкции сборок позволяют проводить поэтапное облучение образцов в активной зоне реактора с промежуточными исследованиями. Это достигается использованием байонетного соединения головки сборки с чехлом. Материаловедческие сборки с образцами конструкционных материалов прошли облучения в активной зоне реактора БОР-60 при температурах 350С и 600С. Удаление остатков натрия после окончания облучения производилось в водном растворе спирта. Модельные имитационные эксперименты по науглероживанию аустенитных сталей Х16Ш5МЗБ и Х16Н15МЗБР от источника углерода в натрии проводились в реакторе СМ-2 и в активной зоне реактора БОР-60. Принципиальная конструкция ампул для облучения в каналах реактора СМ-2 показана на рис.2.3.2. В ампуле образцы источника и приемника углерода располагались вертикально относительно друг друга с зазором 2мм по длине образцов, в два этажа. Соотношение площадей источника (сталь У-8) и приемника (сталь Х16Н15МЗБ) составляла 1,5:1. Диаметр образцов приемника углерода 6,2 мм, а его длина 120 мм. Ампула и корпус канала реактора в пределах активной зоны выполнены

Натурные коррозионные испытания образцов материалов в натрии в активной зоне реактора БОР-60

По результатам микроренттеноспектрального анализа образцов сталей после испытаний в натриевом стенде и в активной зоне реактора нет заметной разницы в процессах селективного уноса хрома и никеля и этот факт соответствует результатам, полученным при исследовании гильзы СУЗ (см. рис.4.2.1). Максимальная толщина зоны изменённого химического состава не превышает 20мкм, Результаты механических испытаний образцов после натурных коррозионных испытаний в натриевом стенде и в реакторе БОР-60 не показали влияния коррозионных эффектов на механические свойства. Основное влияние на механические свойства оказывает нейтронное облучение. Результаты экспериментов показали, что нейтронное облучение в условиях реактора БОР-60 в различной степени влияет на общую коррозию исследованных материалов в натрии. Наибольшей коррозии подверглись образцы железа, никеля и никелевых сплавов. Обращаясь к химическому составу исследованных материалов, было установлено, что характер их коррозионного поведения под облучением коррелирует с содержанием хрома. Можно предположить, что присутствие хрома в сплаве повышает энергию разрушения кристаллической решётки в натрии под облучением, затрудняет переход легирующих элементов сплава в натрий, Исследования коррозионного взаимодействия материалов оболочек твэлов и чехлов ТВС с примесями в натриевом теплоносителе представляют постоянный интерес для конструкторов и технологов активных зон. Поскольку эти эффекты необходимо учитывать при обосновании конструктивной прочности твэлов и ТВС и достижении высоких уровней выгораний топлива, так как процесс взаимодействия значительно ускоряется с ростом рабочей температуры и может оказывать влияние на охрупчивание сталей. В работе систематизированы многочисленные исследования оболочек твэлов и чехлов ТВС, проведённые автором с целью определения масштабности коррозионных эффектов переноса углерода и азота в натрии в тепловыделяющих сборках, в которых используются различные стали, в частности, стали с основой Х16Н15МЗБ: (оболочки твэлов) и сталь Х13М2БФР (чехлы ТВС). Как следует из термодинамики, направленность процесса науглероживания или обезуглероживания сталей в натрии определяется соотношением активностей углерода в натрии и в стали. По оценкам сделанным в работе / 28 / термодинамическая активность сталей Х18Н9 и Х16Н15МЗБ составляет 1,0 Ш"2 - 6 10"3. Активность углерода в натрии будет определяться активными формами углерода, присутствующими в натрии. В качестве источника углерода в натрии реактора БОР-60 может быть графит ловушек, сорбирующих радиоактивный цезий, минеральное масло. С учётом номограммы (рис.4.3.1) графит является самым слабым источником углерода. Наиболее активная форма углерода - это атомарный углерод, доля которого достаточно высока, например, при разложении масла.

Поскольку в основе процесса взаимодействия сталей с углеродом лежит диффузия, важно оценить влияние нейтронного облучения на коэффициент диффузии углерода. Эксперименты по науглероживанию под облучением были выполнены в каналах реактора СМ-2 и в теплоносителе в активной зоне реактора БОР-60. Измерения концентрационных профилей углерода по толщине образцов покачали, что рассчитанный эффективный коэффициент диффузии углерода слабо зависит от флюенса нейтронов и определяется температурой (таблица 4.3.1). В микроструктуре науглероженной стали заметны три зоны (рис.4.3,2); карбидный слой, зона фронтального и зона зернограничного науглероживания. Для исследованных в работе оболочек твэлов и чехлов ТВС из аустенитных сталей при температурах до 600ЙС характерно зернограничное науглероживание (рис. 4.3,3), Остальные две зоны локализуются вблизи поверхности и их толщина, вероятно, может увеличиваться с повышением активности углерода в натрии /28/. ТТаутсрожишшис аустеинТных сталей сопровождается изменением фазоного состава сталей. Из аустенита в карбиды уходят такие легирующие элементы, как молибден, ниобий, хром, ванадий (рис. 4.3.4 Выделение молибдена и ниобия из аустенита в карбиды приводит, вероятно, к тому, что ослабляется радиационностимулированный диффузионный поток атомов молибдена и ниобия из матрицы в область зародышей фазы Лавеса (типа МоБег), с которой связан, например, процесс распухания. Исследовалось влияния облучения на диффузионные процессы, протекающие при: взаимодействии сталей с примесями и і (атрии при температурах от 350 до 700 С, при которых процессы селективной и общей коррозии ускоряются. Модель массопереноса углерода под облучением в натрии в системе источник и приёмник- две стали: У-8 и Х16Н15МЗБ (соответственно) была Методики, используемые в модельных экспериментах по исследованию науглероживания сталей в натрии, выполненные на специальных образцах, были использованы при исследовании оболочек отработавших в реакторе БОР-60 твэлов с оксидным урановым топливом. Основная задача - это оценка возможного массопереноса углерода и азота в ТВС оболочки твэлов в которой были из хромо-никелевой стали 0Х16НІ5МЗБР, а чехлы из хромистой стали Х13М2БФР. Учитывая различные уровни термодинамической активности углерода и азота в сталях и принимая во внимание полученные результаты по науглероживанию хромо-никелевых сталей, были основания предполагать заметный массоперенос, который может существенно влиять на эксплуатационные свойства, прежде всего стали 0Х16Н15МЗБР. Вторая задача - это оценить масштабность обезуглероживания стали 0Х13М2БФР которая представляет интерес для применения в качестве штатных оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Обезуглероживание стали может существенно влиять на снижение сопротивления ползучести при температурах выше 600 С. Исследования были проведены на оболочках твэлов и чехлах ТВС, облучённых в реакторе БОР-60 до регламентируемых выгораний. Следует отметить, что для изготовления ТВС использовались промышленные партии труб, которым были присущи все особенности технологии промышленного изготовления, что представляется важным при переносе результатов, полученныхв реакторе БОР-60, на другие реакторы. В результате проведённых исследований было установлено, что оболочки твэлов из стали Х16Н15МЗБР в состоянии после аустенизации в интервале температур 500-650С склонны к науглероживанию в теплоносителе реактора БОР-60 (рис.4.3.5). Сталь Х13М2БФР обнаруживает склонность к обезуглероживанию при температурах выше 500С (рис4.3.6).

Модели физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой твэлов

Наиболее часто отмечается повреждение оболочек двух видов: межкрйсталлитное и матричное. Некоторые исследователи выделяют отдельные виды взаимодействия -локальное, смешанное, межкрйсталлитное и матричное, а также отслаивание, при котором слои оболочки отделяются на поверхности. Матричное взаимодействие представляет собой равномерное транскристаллитное проникновение, при которой со стороны внутренней поверхности оболочки теряется часть материала. Продуктами взаимодействия при матричном взаимодействии являются смеси металлических частиц и неметаллических соединений, расположенных в зазоре между топливом и оболочкой. При межкристаллитном проникновении металлические и неметаллические продукты взаимодействия также образуются в зазоре между топливом и оболочкой, зерна подвергаются химическому взаимодействию, о чем свидетельствует шероховатость поверхности. Кроме того, границы зерен на внутренней поверхности оболочки раскрываются, что указывает на проникновение преимущественно вдоль границ зерен. Межкрйсталлитное повреждение оболочки обычно неравномерна по глубине и встречается на отдельных участках. Влияние параметров облучения на взаимодействие. Линейная мощность. С ростом линейной мощности увеличивается температура топлива. Продукты деления - цезий, теллур, йод быстрее мигрируют в зазор между топливом и оболочкой. Поэтому глубина взаимодействия оболочки с продуктами деления должна коррелировать с линейной мощностью. При линейной мощности твэлов ниже 36 кВт/м глубина взаимодействия была мала по сравнению с наблюдаемой после облучения при высоких значениях (40-53 кВт/м)[147]. В работе [148] сообщается, что зависимость глубины взаимодействия оболочки от линейной мощности выражена нечетко. Сложность установления корреляции глубины взаимодействия оболочки с линейной мощностью обусловлена тем, что твэлы, как правило, облучались не в стационарном режиме. На основании имеющихся данных работы [149] был сделан вывод о том, что при обычных значениях линейной мощности глубина взаимодействия оболочки мало зависит от этого параметра. Выгорание. С ростом выгорания увеличивается количество продуктов деления, накапливающихся в зазоре между топливом и оболочкой, и время взаимодействия продуктов деления с оболочкой. Поэтому можно ожидать, что глубина взаимодействия оболочки будет увеличиваться с ростом выгорания. Данные по реакторному поражению оболочек оценивались в предположении, что массоперенос в слое продуктов реакции определяет скорость взаимодействия, т.е. скорость взаимодействия зависит от квадратного корня из значения выгорания (или времени облучения) [152]. Однако в работе [150] предполагается пропорциональная зависимость между глубиной коррозии и выгоранием. Из данных работы [151] следует, что увеличение выгорания не является необходимым условием более высокой максимальной глубины повреждения оболочки.

Однако с увеличением выгорания вероятность более сильного взаимодействия возрастает. Исходя из результатов анализа взаимодействия после облучения, проведенного в работе [152], были сделаны следующие выводы: - взаимодействия пренебрежимо мало при температуре внутренней поверхности оболочки менее 500 С; - глубина поражения оболочки быстро увеличивается в температурной области 500 -600 С; - глубина поражения не изменяется с ростом температуры внутренней поверхности оболочки от 600 до 700 С; - глубина взаимодействия не превышает 120 мкм при доверительной вероятности 2а (97,7 %) для стехиометрического топлива (В = 10 %), всех испытанных материалов и температуры внутренней поверхности оболочки до 700 С. Одним из факторов, влияющих на температурную зависимость глубины взаимодействия, является, вероятно, процесс сенсибилизации и десенсибилизации стали [152]. При высокой температуре внутренней поверхности оболочки скорость межкристаллитного взаимодействия велика, однако процесс десенсибилизации оболочки наступает за более короткое время. При относительно низкой температуре межкриеталлитное взаимодействие происходит медленно, но для сенсибилизации оболочки необходим более длительный период времени. Глубина межкристаллитного взаимодействия зависит от скорости, определяемой температурой, и времени до десенсибилизации. На основании экспериментальных результатов (рис.5.2.1) в работе [147] сделан вывод о том, что при температуре выше 620 С глубина межкристаллитного взаимодействия: где f (Т) - скорость взаимодействия, зависящая от температуры; g (Т) - время необходимое для десенсибилизации. После наступления десенсибилизации матричное взаимодействия становится основным процессом, заметно не изменяющим общую глубину повреждения оболочки. Основной вопрос, который интересует конструкторов твэлов, связан с возможным утонением оболочки при различных комбинациях топливных и эксплуатационных параметров. Определение характеристик физико-химического взаимодействия между топливом и оболочкой позволило установить те параметры топлива и режимы облучения, которые влияют на коррозию. Факторы, дающие заметный вклад в взаимодействие оболочки: значение О/М в топливе; - выгорание; - температура внутренней поверхности оболочки; - внутренний диаметр оболочки. Факторы, оказывающие небольшое влияние: форма, состав и плотность топлива; - линейная мощность при обычных режимах облучения; - состав и предварительная обработка оболочки. На основании полученных данных были разработаны модели и соотношения, с помощью которых можно предсказывать взаимодействие между топливом и оболочкой [ 144-151]. Поскольку в настоящее время нет однозначного мнения, учитывать ли при разработке твэлов максимальную или усредненную по периметру оболочки глубину взаимодействия, приведены примеры разработанных соотношений обоих видов. Соотношение Ханфорской технологической лаборатории Данное корреляционное соотношение разработано на базе результатов по глубине взаимодействия, полученных в процессе промежуточных исследований при выгорании 1,2;

Похожие диссертации на Изменение механических свойств, состава и структуры нержавеющих сталей после больших доз облучения в исследовательских реакторах

Формирование и эволюция структуры, фазового состава и свойств сталей и сплавов в современных упрочняющих технологиях при прокаткеЕфимов, Олег Юрьевич

Связи состав-структура-свойства в сложных оксидах со структурой типа тетрагональной вольфрамовой бронзы Бондаренко Зоя Васильевна

Фазообразование и связи состав – структура – свойства в сегнетоактивных материалах на основе ниобатов натрия и феррита висмутаСадыков Хизир Амирович

Структура, состав и свойства сплавов рутения с кюрием и технециемПичужкина Елена Михайловна

Свойства, структура, фазовый состав и закономерности формирования пористых наносистем на основе ZrO#32#1Буякова Светлана Петровна

Формирование структуры, фазового состава и свойств электроэрозионностойких покрытий методом электровзрывного напыленияРоманов, Денис Анатольевич

Механизмы формирования структуры, фазового состава и свойств наносистем на основе железа при механоактивации в органических средахЛомаева, Светлана Федоровна

Динамика физических свойств эпоксиаминных составов в процессе формирования твердой структурыСтарикова Вера Николаевна

Структура и свойства замещенных лантан-стронциевых манганитов в зависимости от состава и условий высокотемпературного деформированияВыборнов Николай Анатольевич

Электронные свойства неупорядоченных систем на основе n-Ge и YBaCuO-керамики, компенсированных облучением быстрыми нейтронами реактора Назаркин Игорь Владимирович