Введение к работе
з .
Актуальность темы.
В настоящее время в мире широким фронтом продолжается развитие работ, связанных с разработкой первого опытно-демонстрационного термоядерного реактора ИТЭР и реактора следующего поколения DEMO. В данной программе принимают участие множество стран Мирового сообщества, в том числе и РФ. Согласно международной стратегии по разработке материалов для термоядерного реактора, а также реакторов 5-го и 6-го поколений, необходимы материаловедческие исследования материалов после облучения до экстремально высоких повреждающих доз (до 150 сна) [1, 2]. Для накопления таких доз используются высокопоточные исследовательские реакторы, позволяющие за сравнительно небольшой промежуток времени получить высокие дозы облучения. Важнейшим элементом конструкции некоторых типов данных реакторов является бериллий, который в настоящее время широко используется в качестве материала отражателя и замедлителя нейтронов. Планируется его использование в ТЯР как материала первой стенки и размножителя нейтронов бланкета.
Несмотря на положительный опыт эксплуатации бериллиевых блоков в отражателях исследовательских реакторов их материаловедческие исследования после длительной эксплуатации показали, что материал под облучением подвергается значительному радиационному повреждению. Это выражается в радиационном охрупчивании, образовании трещин и в конечном итоге растрескивании бериллиевых блоков, что недопустимо с точки зрения их безопасной эксплуатации.
В связи с отсутствием собственного (масштабного) бериллиевого производства в России актуальным является поиск путей увеличения срока службы бериллиевых блоков в ядерном реакторе, что послужило поводом для интенсивного изучения механизмов радиационного повреждения этого материала, особенно после облучения до повышенных флюенсов нейтронов. Исследование изменения свойств бериллия после облучения в реакторах деления при максимальных дозах позволяет также прогнозировать поведение этого материала в условиях реактора синтеза, а также составить рекомендации по продлению ресурса бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов (в частности, реакторов СМ и МИР).
Целью работы является исследование влияния нейтронного облучения на физико-механические свойства (накопление гелия, распухание, изменение параметров элементарной ячейки, изменение прочности и микротвердости) и микроструктуру реакторных марок бериллия после облучения при температурах 70 и 200 С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0)1022 см2 (>0,1 МэВ), и разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков ядерных реакторов.
Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:
изучение зависимости изменения механических свойств бериллия в области высоких флюенсов нейтронов (до 18-1022 см 2);
определение зависимости накопления гелия в бериллии в области высоких флюенсов нейтронов;
изучение закономерности низкотемпературного распухания бериллия в области высоких флюенсов нейтронов;
определение зависимости изменения параметров элементарной ячейки бериллия от флюенса нейтронов;
изучение закономерности изменения микроструктуры бериллия после облучения до высоких флюенсов нейтронов, в частности, определение типа образующихся под облучением дислокационных петель, плоскости залегания и концентрации;
анализ основных повреждающих факторов нейтронного облучения и следствий их воздействия на бериллий и изделий из него. Разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков отражателя и замедлителя ядерных реакторов.
Предмет исследования.
В работе исследовали 4 марки бериллия (ТВ-56, ТВ-30, ТИП-30 и ДИП-30), изготовленных по технологиям горячего выдавливания и горячего изостатического прессования в исходном состоянии и после облучения в реакторе СМ при температурах 70 и 200 С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0} 1022 см2 (>0,1МэВ).
Научная новизна диссертационной работы:
Получены экспериментальные данные по радиационной повреждаемости бериллия четырех различных марок после облучения при температурах 70 и 200 С до высоких флюенсов нейтронов (свыше 6-1022 см 2 (Е>0,1 МэВ)), в частности:
Получены закономерности изменения механических свойств исследованных
марок бериллия после облучения в области флюенсов нейтронов (0,2-
5 18} 1022см2 (Е>0,1 МэВ). Наблюдается немонотонный характер снижения
прочности с увеличением флюенса нейтронов. Максимальное снижение
происходит в области флюенсов от нуля до 21022см2. При максимальных
флюенсах нейтронов предел прочности при нулевой пластичности остается на
уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа
по результатам испытаний на сжатие. Микротвердость бериллия после
облучения при температуре 70 С до флюенса нейтронов 15- 1022см 2 составляет
10500 МПа.
Установлено отклонение от линейной зависимости содержания гелия от флюенса нейтронов в сторону уменьшения газосодержания при флюенсе нейтронов >6-1022 см 2.
Установлена линейная зависимость распухания исследованных марок бериллия от флюенса нейтронов. Распухание после облучения до флюенса нейтронов -(13-18)-1022 см 2 не превышает 4-4,5 %.
Определены особенности изменения параметров элементарной ячейки бериллия в области флюенсов нейтронов до 9-1022 см2 (>0,1МэВ). С увеличением флюенса нейтронов происходит увеличение параметров кристаллической решетки бериллия с последующим снижением, причем параметр «с» и объем элементарной ячейки уменьшаются до значений, ниже исходного уровня.
При исследовании микроструктуры облученного бериллия обнаружены следующие образования: дислокационные петли вакансионного и междоузельного типа, расположенные в базисных и призматических плоскостях, соответственно; мельчайшие газовые пузырьки (при исследовании с помощью ТЭМ) и сеть связанных между собой зернограничных пор после облучения при температуре 200 С.
Практическая значимость работы:
Основные результаты, полученные в ходе работы, позволяют прогнозировать срок безопасной службы бериллиевых блоков исследовательских реакторов.
На базе проведенных исследований предложено увеличить срок службы отражателя из бериллия в ядерном реакторе.
Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности радиационного изменения свойств бериллия в условиях нейтронного облучения важны для развития фундаментальных представлений о физике радиационного повреждения твердого тела.
Основные положения, выносимые на защиту:
Высокодозное нейтронное облучение бериллия приводит к уменьшению его прочности (до 500-800 % по сравнению с исходным состоянием) и увеличению микротвердости (до 500 %), причем максимальное снижение прочности происходит в интервале флюенсов (0-2) 1022 см2 (>0,1МэВ). Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов (~1023 см 2) остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие, максимальное значение микротвердости достигает 10500 МПа.
Накопление гелия в бериллии соответствует линейной зависимости при нейтронном облучении до флюенса нейтронов ~6-1022 см2. При более высоких флюенсах наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания.
Распухание исследованных марок бериллия не зависит от температуры облучения в области температур 70-200 С и соответствует линейной зависимости в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0} 1022 см2 (>0,1МэВ). Максимальное распухание не превышает 4-4,5 %.
При облучении бериллия происходит увеличение параметров кристаллической решетки до флюенса нейтронов ~6-1022 см2. Дальнейшее увеличение флюенса нейтронов приводит к уменьшению параметров, причем параметр «с» уменьшается до значений, ниже исходного.
Нейтронное облучение бериллия приводит к образованию дислокационных петель вакансионного и междоузельного типа, расположенных в базисных и призматических, соответственно, плоскостях. Облучение при температуре 200 С до флюенса нейтронов ~1023 см 2 приводит к образованию сети связанных между собой пор и газовых пузырьков внутри и на границах зерен.
Апробация работы.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на всероссийских и международных конференциях: на 2-3-ей Молодежной Курчатовской Научной Школе (РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, 2004, 2005 гг.), 6-7-м Международном Уральском Семинаре «Радиационная физика металлов и сплавов» (РФЯЦ - Всероссийский институт технической физики, г. Снежинск, 2005, 2007 гг.), Международной Студенческой научной конференции «Полярное сияние 2006» -«Ядерное будущее: безопасность, экономика и право» (МИФИ, г. Санкт-Петербург, 2006 г.), VIII-й Российской конференции по реакторному материаловедению (ФГУП «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, 2007 г.), 7-8-й Международной Рабочей Группе по бериллию (Idaho National Laboratory, г. Санта-Барбара, США, 2005 г.; Instituto
7 Tecnologico e Nuclear, Лиссабон, Португалия, 2007 г.), 1-м Международном
Симпозиуме по Материалам Исследовательских реакторов (Oarai Research and
Development Center of JAEA, Япония, 2008 г.).
Личный вклад.
Автором проведены подготовка экспериментов и послереакторные материаловедческие исследования образцов, облученных в реакторе СМ под общим руководством к.т.н. - В.П. Чакина.
Автором осуществлялась статистическая обработка, обобщение и анализ собственных и литературных данных, предложение и развитие моделей, непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе.
Достоверность результатов.
Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных испытательных установок, сличительными экспериментами с российскими и зарубежными лабораториями, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.
Публикации.
По материалам диссертации в различных отечественных и зарубежных специализированных журналах опубликовано 19 печатных работ: 5 из списка ВАК (включая патент РФ), 5 в сборниках трудов всероссийских конференций, 5 в сборниках трудов международных конференций, 4 в специализированных журналах научных организаций.
Объем и структура диссертации.
Диссертация состоит из введения, шести глав, выводов, списка литературы. Диссертация изложена на 138 страницах, содержит 36 рисунков, 7 таблиц, список литературы из 120 наименований.
