автореферат диссертации по металлургии, 05.16.01, диссертация на тему:Эволюция радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном облучении и их влияние на физико-механические свойства

0046

КОЗЛОВ Александр Владимирович

ЭВОЛЮЦИЯ РАДИАЦИОННЫХ ДЕФЕКТОВ В АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЯХ ПРИ НЕЙТРОННОМ ОБЛУЧЕНИИ И ИХ ВЛИЯНИЕ НА ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА

Специальность 05.16.01 - металловедение и термическая обработка металлов

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

2 5 НОЯ 2010

Заречный 2010

004614396

Работа выполнена в отделении радиационного материаловедения ОАО «Институт реакторных материалов»

Научный консультант: Доктор технических наук, профессор

Сагарадзе Виктор Владимирович

ИФМ УрО РАН, г. Екатеринбург

Официальные оппоненты:

Доктор физико-математических на профессор, член-корреспондент РАН Гощицкий Борис Николаевич ИФМ УрО РАН, г. Екатеринбург

Доктор технических наук, профессор Неустроев Виктор Степанович НИИАР, г. Димитровград

Доктор физико-математических на; профессор

Тюменцев Александр Николаевич ТГУ, г. Томск

Ведущая организация: Московский инженерно-физический

институт (государственный университет) Защита состоится «24» декабря 2010 г. в 11 часов 00 минут на заседании диссертационного совета Д 004.003.01 при Институте физики металлов УрО РАН по адресу:620990 г. Екатеринбург, ул. С.Ковалевской, 18.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Института физики металлов УрО РАН

Автореферат разослан «¿-/ »iV- 'Г/а^.^2010 г.

Ученый секретарь Диссертационного совета / л

Доктор физ.-мат. наук Jf — H.H. Лошкарева

/

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

Практически во всех энергетических ядерных реакторах в качестве конструкционных материалов используются аустенитные стали. В реакторах на тепловых нейтронах из них изготовлен ряд внутрикорпусных устройств (ВКУ). В транспортных реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах (БЫ) аустенитные стали находят применение в качестве оболочек твэлов, материалов корпусов реакторов и ВКУ. Прогнозирование работоспособности конструкций из аустенитных сталей в условиях работы ядерных реакторов и поиск путей увеличения ресурса их эксплуатации является исключительно важной задачей.

Для достижения этой цели надо знать количественные характеристики образующихся радиационных дефектов, уметь описывать кинетику их накопления и влияние на физико-механические свойства аустенитных сталей.

Проблеме образования и эволюции радиационных дефектов в облучаемых нейтронами металлических материалах посвящено большое число экспериментальных и теоретических работ. За полвека в этой области получено много результатов, в частности, изложенных систематически в зарубежных [1-3] и отечественных [46] обзорах. Однако, достигнутый уровень знаний в этом направлении недостаточен для прогнозирования поведения промышленных сталей, особенно при изменении параметров облучения. Это обусловлено следующими обстоятельствами:

характеристики радиационных дефектов определяются методами молекулярной динамики, в основном, для чистых модельных металлов и, как правило, не верифицированы экспериментальными данными;

- влияние радиационно-индуцированных структурных изменений на физико-механические свойства материалов: электросопротивление [7-8], модули упругости [9-10], кратковременные механические свойства [11-13] также изучаются преимущественно на модельных материалах;

3 л ■ !

I

- существующие модели влияния радиационных дефектов на физико-механические свойства материалов в большинстве случаев имеют либо качественный характер, либо являются эмпирическим описанием в узком диапазоне условий облучения и не пригодны для экстраполяции изменений физико-механических свойств сталей при значительных изменениях температуры, повреждающей дозы нейтронного облучения и скорости смещений.

Цель работы

Цель работы состояла в определении характеристик радиационных дефектов, образующихся в аустенитных нержавеющих сталях в широком диапазоне температур нейтронного облучения, доз и скоростей смещений, а также в выявлении влияния сформировавшихся структурных дефектов на физико-механические свойства сталей.

В соответствии с этой целью решались следующие научные задачи.

1. Экспериментальное определение характеристик радиационных дефектов, образующихся в аустенитных нержавеющих сталях при криогенном и низкотемпературном нейтронных облучениях.

2. Определение характеристик радиационной пористости, формирующейся в аустенитных сталях при среднетемпературном облучении до высоких повреждающих доз, и описание кинетики их изменения.

3. Выявление зависимости радиационного распухания от температуры облучения, дозы и скорости создания смещений.

4. Установление и количественное описание влияния радиационных дефектов, образующихся в широком диапазоне температур облучения, на физико-механические свойства аустенитных нержавеющих сталей.

Новые научные результаты и положения, выносимые на защиту

Разработанный новый метод, позволивший по результатам электронно-микроскопических и дилатометрических исследований аустенитных сталей после нейтронного облучения до малых повреждающих доз (-0,01 сна) при криогенных и низких температурах определить количественные характеристики радиационных дефектов:

- величина скорости генерации радиационных кластеров при облучении в спектре реакторов на тепловых нейтронах, оказывающая существенное влияние на кинетику накопления радиационных дефектов в широком диапазоне температур облучения;

- размерные и концентрационные характеристики радиационных кластеров и энергии миграции собственных точечных дефектов, а также количество перекрытий кластеров, образующихся при наложении каскадов смещений.

• Мультимодальное распределение пор по размерам после нейтронного облучения, представленное в виде суммы унимодальных распределений, отвечающих типам пор, с различным временем начала образования.

• Зависимость удельной площади поверхности пор от величины пористости, стремящаяся с ростом распухания к насыщению, которое достигается при распухании ~9 %, с одновременным началом стадии стационарного распухания. Ранее в научной литературе доминировало мнение о том, что стадия стационарного распухания должна быть связана с постоянством удельного периметра пор.

• Аналитические выражения, связывающие распухание аустенитных сталей с изменением характеристик упругости и электросопротивления в модели, рассматривающей сталь, как двухкомпонентный материал (кристаллическая матрица и поры).

Практическая значимость работы

На основании полученных в диссертации фундаментальных результатов решены важные практические задачи:

• Обоснован и подтвержден актом внедрения № 04-08/390 от 06.09.2010 выбор стали 03Х20Н16АГ6 в качестве материала армирующих силовых элементов сверхпроводящих магнитных систем ИТЭР.

• Разработан метод определения диффузионных характеристик вакансий и междоузлий в металлах, применение которого позволило рассчитать стационарные концентрации вакансий и междоузлий при прогнозировании распухания стали ЧС68.

• Увеличен ресурс эксплуатации твэлов реактора БН-600 до 560 эффективных суток, что позволило повысить максимальное выгорание топлива до 11,2 % тяжелых атомов, а максимальную повреждающую дозу на оболочку твэла до 82 сна (Акт внедрения №320/2345 от 15.06.2010).

• Выявлены зависимости модулей упругости и электросопротивления от распухания стали, которые позволяют оценить распухание внутрикорпусных устройств реакторов по данным дистанционных неразрушающих внутриреакторных измерений физико-механических свойств материалов этих устройств.

Достоверность

Достоверность полученных результатов обеспечивается использованием широкого комплекса взаимодополняющих методик, позволившего сопоставить между собой характеристики, полученные разными методами на образцах, облученных в идентичных условиях, хорошей воспроизводимостью результатов при статистически большом массиве данных, совпадением характеристик, рассчитанных с помощью теоретических моделей с экспериментальными результатами.

Личный вклад автора

Диссертация является обобщением исследований автора, начиная с 1992 года, выполненных с его непосредственным участием. Вклад автора заключается в общей постановке цели и задач исследования, проведении структурных измерений (ТЭМ, рентген), определении физико-механических свойств образцов (э/сопротивление, микротвёрдость, плотность, характеристики упругости, прочность, пластичность), обработке и анализе результатов, интерпретации и обобщении полученных данных, формулировке выводов.

В частности, автором лично разработаны модели эволюции радиационных дефектов под облучением и проанализировано влияние последних на физико-механические свойства исследованных материалов.

Соответствие диссертации паспорту специальности

Диссертация соответствует формуле и пп.1 ...4,7,8,10,11 паспорта специальности 05.16.01 - металловедение и термическая обработка металлов

Апробация работы

Результаты исследований, изложенные в диссертационной работе, были доложены на перечисленных ниже конференциях, семинарах и заседаниях Научного Совета РАН по проблеме «Радиационная физика твердого тела». Международные симпозиумы «Действие облучения на материалы» (20-й ASTM,STP 1405, Вильямсбург (США),2000 г; 21-й ASTM,STP 1447, Туссон (США), 2002 г.). Международные конференции: «Материалы Термоядерных реакторов»: ICFRM-10, Баден-Баден (Германия), 2001 г.; ICFRM-11, Киото (Япония), 2003 г.; ICFRM-13, Ницца (Франция), 2007 г.; Technical Meeting (ТМ) on "Status and Trends of Stainless Steel Cladding and Fuel Assembly Materials and Components for Liquid Metal-cooled Fast Reactor (LMFR)", Hyderabad, India, 2008. Международные

Уральские семинары «Физика радиационных повреждений металлов и сплавов, Снежинск (Россия): 4-й в 2001 г., 5-й в 2003 г., 6-й в 2005 г., 7-й в 2007 г., 9-й в 2009 г. Отраслевые семинары «Физика радиационных повреждений материалов атомной техники», Обнинск (Россия) в 2002, 2003, 2004, 2005, 2008 г.г. Российские научные конференции «Материалы ядерной техники»: Туапсе, б/о Агой, 2003 г.; Звенигорад (Россия), 2007 г. Сессия Научного Совета РАН по проблеме «Радиационная физика твердого тела»: Ижевск, 2006 г.; Екатеринбург, 2008 г. Всероссийский семинар «Конструкционные материалы активных зон быстрых и термоядерных реакторов», Москва (Россия), 2009 г.

Публикации

По теме работы опубликовано 36 статей, из них в изданиях, включенных в перечень журналов ВАК - 29.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы, включающего 255 наименований, и четырех приложений. Объем диссертации - 356 страниц текста, включая 116 иллюстраций и 66 таблиц.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулирована цель, научная новизна и практическая ценность работы; приведены основные положения, выносимые на защиту.

ГЛАВА 1. ЭВОЛЮЦИЯ КАСКАДНЫХ ОБЛАСТЕЙ И ОБРАЗОВАНИЕ КОМПЛЕКСОВ РАДИАЦИОННЫХ ДЕФЕКТОВ В АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЯХ ПРИ НЕЙТРОННОМ ОБЛУЧЕНИИ В РАЗЛИЧНЫХ ТЕМПЕРАТУРНЫХ ДИАПАЗОНАХ

В главе представлен краткий обзор механизмов образования радиационных дефектов при действии нейтронного облучения на металлы и сплавы. Температуры, при которых изучается действие облучения на металлические материалы, условно разделены на четыре диапазона, которые в работе обозначаются как:

- «криогенные» - температуры, при которых и вакансии и междоузлия не обладают термической подвижностью;

- «низкие» - когда междоузлия обладают термической подвижностью, а вакансии термически неподвижны;

- «средние» - при которых оба вида точечных дефектов термически подвижны, но их стационарные концентрации далеки от термически равновесных;

- «высокие» - температуры, при которых отличие стационарных концентраций вакансий и междоузлий от термически равновесных значений несущественно.

ГЛАВА 2. ДЕЙСТВИЕ КРИОГЕННОГО НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ НА АУСТЕНИТНЫЕ СТАЛИ

Проведен краткий обзор основных представлений о действии криогенного нейтронного облучения на металлические материалы.

Представлены полученные в работе экспериментальные результаты электронно-микроскопических и дилатометрических исследований аустенитных сталей ОЗХ16Н15МЗТ1 и 03Х20Н16АГ6 после облучения в реакторе ИВВ-2М при температуре 77 К.

По результатам измерения размеров радиационных кластеров, образовавшихся при этой температуре облучения в стали ОЗХ16Н15МЗТ1, установлено, что гистограмма их распределения по размерам представима в виде суммы унимодальных нормальных распределений, средний размер кластеров которых составляет 4,4, 5,6 и 6,9 нм. Различные унимодальные распределения относятся: к одинарным кластерам (КРК), сформировавшимся в областях, где образовался один каскад смещений; двойным кластерам (КРК-2), сформировавшимся там, где вновь образующийся каскад наложился на область занятую КРК и кластерам, образовавшимся при большей кратности наложения каскадов. Принята модель, согласно которой криогенный радиационный кластер состоит из центральной области обогащенной вакансиями («ядра»), и периферийной области с повышенной концентрацией междоузлий, рисунок 1.

© ф'^-х

©

@ 'в

<5%

а - при температуре облучения; б - после нагрева до комнатной температуры. Рисунок 2.9 - Модель криогенного радиационного кластера, где заполненными кружочками обозначены междоузлия (I), а полыми

вакансии (V), ап1 - диаметр вакансионного ядра кластера, Иа -

высота кластерной атмосферы 10

С использованием разработанной модели перекрытий каскадных областей и предположения об их равновероятном пространственном расположении по соотношению количества кластеров, относящихся к различным унимодальным распределениям, рассчитана скорость генерации радиационных кластеров в аустенитной стали при обучении в нейтронном спектре реактора на тепловых нейтронах, составившая g = 4,6-1019 м 3-с

Получена зависимость концентрации кластеров и занимаемой ими доли объема от повреждающей дозы, рисунок 2.

сч

и

¡=4

И

+

И о* И

к ч

о Ч К я

£ о

>а

о

О

Рисунок 2 - Зависимость объемной доли одиночных и двойных кластеров, образующихся в аустенитной стали при криогенном

облучении, от повреждающей дозы По результатам дилатометрических исследований и найденной скорости генерации кластеров в рамках развитой модели миграции междоузлий получено значение энергии миграции междоузлий в аустенитной стали 03Х20Н16АГ6, составившее 0,27 эВ. Найдены средние количества вакансий и междоузлий, содержащихся в одинарных (КРК) и двойных (КРК-2) кластерах, таблица 1. При этом каскадная эффективность составила ~0,2.

0,000 0,002 0,004 0,006 0,008 0,010 0,012 Повреждающая доза, сна

--КРК - --КРК-2 -КРКГ1+2)

Рассчитаны и сопоставлены с экспериментальными данными размерные изменения облученных при температуре кипения жидкого азота образцов из стали 03Х20Н16АГ6, вызванные отжигом междоузлий при нагреве до комнатной температуры.

Таблица 1 - Характеристики радиационных кластеров, образующихся в аустенитных сталях при криогенном нейтронном облучении.

Вид Число Диаметр Концен- Число Высота Концен-

клас- вакан- адра трация подвиж. атмос- трация

тера сий в спастера вакан- меж- феры междо-

кластере, • (1с, нм сии в доузлий, кластер узлии -

пус кластере пиг сш , %

сУС,% нм

КРК 37 4,5 0,91 35 2,3 0,130

КРК2 67 5,4 0,95 64 2,7 0,135

ГЛАВА 3. ОБРАЗОВАНИЕ И ЭВОЛЮЦИЯ РАДИАЦИОННЫХ ДЕФЕКТОВ ПРИ НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОМ НЕЙТРОННОМ

ОБЛУЧЕНИИ

Приведен краткий обзор основных представлений о действии низкотемпературного нейтронного облучения на металлические материалы. Представлены полученные в работе экспериментальные результаты дилатометрических измерений образцов из аустенитной стали ЭИ-844 (ОЗХ16Н15МЗГ), № и Р1, электронно-микроскопических исследований стали ЭИ-844; исследований методами полевой ионной микроскопии Р1 после облучения при температуре 310 К в реакторе ИВВ-2М. Выявленная при дилатометрических исследованиях разница в изменении длины при нагреве облученных и необлученных образцов связана с отжигом вакансий. Причем, отжиг происходит в два этапа: на первом -отжигаются вакансии, находящиеся в твердом растворе; на втором -вакансии, высвобождающиеся при диссоциации вакансионных кластеров. Температурная зависимость дифференциальной (на десятиградусных интервалах) и интегральной разности относительных удлинений необлученного и облученного образцов N1 приведена на рисунке 3.

Исследования облученной Р1 методами полевой ионной микроскопии выявили наличие вакансионных кластеров и комплексов междоузлий. Оценены размер и количество вакансий в кластерах. На рисунке 4 показана область скопления вакансий в низкотемпературном кластере, наблюдаемая методами полевой ионной микроскопии в чистой платине после низкотемпературного нейтронного облучения.

По результатам измерения размеров наблюдаемых методами электронной микроскопии радиационных кластеров в стали ЭИ-844, облученной до повреждающей дозы 0,007 сна, установлено, что гистограмма их распределения по размерам представима в виде суммы двух унимодальных нормальных распределений. Средний размер кластеров, относящихся к унимодальным распределениям, составил 3,2 и 4,0 нм.

Рисунок 3 - Дифференциальная (нижняя кривая) и интегральная (верхняя кривая) разности относительных удлинений

облученных и необлученных образцов № при нагреве до 870 К

Рисунок 4 - Изображения дефектного участка

облученной Р1 до флюенса быстрых (с Е>0,1 МэБ)

нейтронов 7*1022 м~2, полученные при последовательном удалении атомных слоев; овалом

отмечена область вакансионного кластера

Для анализа полученных результатов использована модель миграции междоузлий, описанная в главе 2. Уменьшение размеров низкотемпературных радиационных кластеров (HPK) по сравнению с криогенными связано с более длительным временем «остывания» каскадной области, что приводит к выходу части вакансий из формирующегося кластера в твердый раствор. Оцененные количества вакансий, оставшихся в одиночных и двойных низкотемпературных кластерах, приведены в таблице 2. Установлена температура миграции вакансий и температура начала диссоциации вакансионных кластеров. Определены энергии миграции вакансий и энергии связи вакансий в кластерах, таблица 3.

Таблица 2 - Диаметры одинарных и двойных кластеров и количество содержащихся в них вакансий в аустенитной стали ЭИ-844 при низкотемпературном нейтронном облучении

Одинарные кластеры Двойные кластеры

Содержится в Диаметр, нм Содержится в Диаметр, нм

кластере - кластере - nvc20

13 3,2 27 4,0

Описаны размерные изменения, связанные с уходом вакансий из кристаллической матрицы и диссоциацией кластеров при нагреве. Для стали ЭИ-844 проведен расчет этих размерных изменений, результаты которого удовлетворительно соответствуют данным дилатометрических измерений.

Таблица 3 -Оценка энергий миграции вакансий в кристаллической матрице и энергий связи вакансий в кластере

Материал Энергия миграции вакансий,эВ Энергия связи вакансий с кластером, эВ

нижняя граница верхняя граница

Ni 1,33 0,72 1,19

Pt 1,27 0,42 0,63

ЭИ844 1,21 0,25 0,60

ГЛАВА 4. ЭВОЛЮЦИЯ РАДИАЦИОННЫХ ДЕФЕКТОВ,

ОБРАЗУЮЩИХСЯ В АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЯХ ПРИ СРЕДНЕТЕМПЕРАТУРНОМ ВЫСОКОДОЗНОМ ОБЛУЧЕНИИ

Проведен краткий обзор представлений о действии среднетемпературного облучения (от 570 до 1000 К) на аустенитные стали.

Представлены полученные в работе экспериментальные результаты воздействия высокодозного нейтронного облучения в реакторе БН-600 на микроструктуру стали ЧС68 (06Х16Н15М2Г), используемой в качестве оболочечных труб твэлов, и стали ЭП-150 (08Х16Н36М2ГБТЮ). Основное внимание уделено исследованию радиационного распухания. Путем анализа размерных изменений и результатов гидростатического взвешивания определены величины распухания большого массива образцов оболочек твэлов (сталь ЧС68), облученных в реакторе БН-600 до различных повреждающих доз в широком диапазоне температур облучения. Методами электронной микроскопии количественно исследована радиационная пористость. Показано, что гистограммы распределения пор по размерам описываются в виде суммы унимодальных логнормальных распределений. Поры отнесены к разным типам, отличающимся по времени образования.

Установлено, что на начальной стадии распухания поры образуются преимущественно на дислокациях, рисунок 5 а. На более поздних стадиях большинство пор в сталях связано с выделениями С -фазы, рисунок 5 б.

Рисунок 5 - Связь пор с дислокациями (а) и выделениями (}-фазы (б)

Построены зависимости среднего диаметра, концентрации и интегральной площади поверхности пор от величины распухания.

Показано, что для всех температур облучения с ростом распухания интегральная площадь поверхности пор стремится к насыщению, причем ее значение уменьшается с ростом температуры облучения. Установлено, что средний размер пор при низких температурах облучения меньше, чем при высоких, а концентрация соответственно больше.

Для анализа полученных результатов использована модель миграции, описанная в главе 2, область применения которой распространена на диапазон температур, в котором подвижны не только междоузлия, но и вакансии. Для стали ЧС68 рассчитаны стационарные концентрации междоузлий и вакансий на инкубационной стадии распухания в диапазоне скоростей смещений от 1-Ю"10 до МО"2 сна/с. Температурная зависимость стационарной концентрации вакансий в стали ЧС68 при облучении с различными скоростями смещений показана на рисунке 6.

Температура, К

-С=1е-2 --6=1е-4 ---С=1е-6

----С=1е-8 -----С=1е-10 термическая

Рисунок 6 - Зависимость стационарной концентрации вакансий в стали ЧС68 от температуры облучения с различными скоростями смещений - С, сна/с

Для условий облучения оболочек твэлов из стали ЧС68 в реакторе БН-600 рассчитано значение критического диаметра вакансионного зародыша пор, начиная с которого пора растет за счет несбалансированного потока в нее вакансий.

Рассчитаны температурные зависимости критического диаметра вакансионных зародышей пор для различных скоростей смещений в диапазоне от МО"10 до 1-Ю"2 сна/с. Показано, что размер критического зародыша пор уменьшается при снижении температуры облучения и увеличении скорости смещений, рисунок 7.

10 г

г

X

§ 8 с

а. н

® к г Ь

га

сс

>| 4

о ш

5 2 ь

О.

0 I-

500

-С=1е-2 сна/с--С=1е-4 сна/с -С=1е-6 сна/с

----С=1е-8 сна/с -----С=1е-10 снаУс

Рисунок 7 - Зависимость критического диаметра вакансионного зародыша пор в стали ЧС68 от температуры облучения с различными скоростями смещений - О, сна/с

600 700 800 900 1000

Температура, К

Разработана количественная модель коалесценции пор, в рамках которой показано, что с увеличением распухания до определенного значения наступает стадия, на которой увеличение интегральной площади поверхности пор за счет их образования и роста компенсируется ее уменьшением из-за коалесценции. При этом интегральная площадь поверхности пор перестает изменяться, что приводит к постоянству скорости распухания и является причиной наступления стадии стационарного распухания, рисунок 8.

Рисунок 8 - Зависимость интегральной площади поверхности пор от величины пористости при различных температурах в диапазоне от 410 до 560 (символами показаны экспериментальные результаты, интервалами отмечены погрешности их определения)

140

С

о

0 2 4 6 8 10 12 14

Пористость, %

♦ 410-420 С ■ 450-480 С А 500-510 С • 550-560 С

Рассчитано приближенное значение пористости (соответствующее распуханию ~9 %), при котором устанавливается постоянная скорость распухания, слабо зависящая от температуры облучения. С использованием экспериментальных данных и модели миграции рассчитаны концентрации вакансий и междоузлий в стали ЧС68 при облучении в реакторе БН-600 на стадии стационарного распухания и определена его скорость.

Построено эмпирическое уравнение для зависимости величины распухания стали ЧС68 от повреждающей дозы.

Я = Л-(Я-АМ1-ехр(-р-(Я-А))) при Д1%<0<Д(., (1)

где А - сот^О) > 0; р = > 0 ;

- условная инкубационная доза;

о/ - доза, при которой распухание достигает 1 %, начиная с этой дозы и до дозы распухание описывается уравнением (1); £).<? - доза, при которой начинается стадия стационарного распухания.

5 = + , при 0>0Л, (2)

где 5Л. = 9% - распухание в конце неустановившейся стадии; - скорость стационарного распухания.

Для различных температур облучения по экспериментальным данным подобраны параметры эмпирического уравнения (1). Получены зависимости этих параметров от температуры облучения. С использованием эмпирического уравнения рассчитаны температурные зависимости распухания для различных повреждающих доз, рисунок 9.

Построены и сопоставлены с экспериментом профили оболочек твэлов из стали ЧС68, облученных в реакторе БН-600.

400 440 480 520 560

Температура, °С

---8(60) --8(70) ---8(80) --8(90) -8(100)

Рисунок 9 - Температурная зависимость распухания 5( О) образцов партии № 1 из стали ЧС68 при облучении в реакторе БН-600 до повреждающих доз 0=60; 70; 80; 90 и 100 сна

ГЛАВА 5. ВЛИЯНИЕ РАДИАЦИОННЫХ ДЕФЕКТОВ, ОБРАЗУЮЩИХСЯ ПРИ НЕЙТРОННОМ ОБЛУЧЕНИИ, НА

ИЗМЕНЕНИЕ ФИЗИКО-МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ АУСТЕНИТНЫХ СТАЛЕЙ

Дан краткий обзор имеющихся представлений о влиянии облучения на физико-механические свойства металлов.

Приведены результаты кратковременных механических испытаний образцов из сталей 03Х20Н16АГ6 и ОЗХ16Н15МЗТ1, а также результаты определения модуля Юнга стали 03Х20Н16АГ6 после действия криогенного облучения в реакторе ИВВ-2М. Наблюдаемое экспериментально радиационное упрочнение описано в рамках количественной модели перерезания дислокациями радиационных кластеров, рисунок 10. При этом использованы характеристики криогенных радиационных кластеров, приведенные в главе 2.

Доза, сна

■ без отогр.экспер. -без отогр. расчет * с отогр.экспер. —- с отогр. расчет

а

Доза, сна

■ без отогр.экспер. -без отогр. расчет А с отогр.экспер.--с отогр. расчет

б

а - сталь ОЗХ16Н15МЗТ1; б - стсшъ 03Х20Н16АГ6

Рисунок 10 - Зависимость упрочнения аустенитных сталей, облученных и испытанных при температуре 77 К (без отжига и с промежуточным отжигом при комнатной температуре), от повреждающей дозы

Для описания изменений модуля Юнга, вызванных криогенным нейтронным облучением, предложена модель, рассматривающая сталь, как двухкомпонентную систему, одной компонентой которой является кристаллическая матрица, другой - области, занятые радиационными кластерами. Выражения для относительных изменений модулей Юнга имеют вид:

Д£, _ &Е2

-К-С„с] , — К-Ск2 .

Ло

(3)

где сус1,с„с2 - концентрации вакансии в одиночных и двойных кластерах;

Д£ЬД£2 - изменение модуля Юнга областей одиночных и двойных кластеров.

Модуль Юнга Е системы из трех компонент (матрицы, одиночных и двойных кластеров) находится из соотношения:

Е = Ет А/и + Е\ А] + Е2 Л'2 , (4)

где 8ут, (У,,,, ¿\,2 - объемные доли, занятые матрицей, одиночными и двойными кластерами соответственно.

-2

ш

ш

<

-6

0,002

0,004 0,006

Доза, сна

0,008

0,01

♦ безотж.зксп.-без отж.расч. д после отж.эксп. — - после отж.расч.

Рисунок 11 - Дозовые зависимости относительных изменений модуля Юнга стали 03Х20Н16АГ6 после криогенного нейтронного облучения

Для определения модуля Юнга областей, занятых кластерами, использованы их характеристики, найденные в главе 2, и известные представления о влиянии на модуль Юнга точечных дефектов. Полученные с использованием моделей результаты расчетов радиационного упрочнения и модуля Юнга удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными, рисунок 11.

Приведены результаты исследования действия высокодозного среднетемпературного облучения в реакторе БН-600 на физико-механические свойства стали ЧС68. Механические свойства получены в диапазоне температур от 20 до 800 °С на кольцевых образцах облученных оболочек твэлов. Построены дозовые зависимости предела прочности и общего относительного удлинения образцов, облученных при различных температурах. Показано, что действие высокодозного облучения приводит к потере прочности и охрупчиванию кольцевых образцов до нулевого значения пластичности.

При комнатной температуре разрушение происходит транскристаллитно и имеет характер квазискола с наличием мелкочашечного рельефа на фасетках излома. При температурах выше 600 °С проявляется высокотемпературное охрупчивание с элементами интеркристаллитного разрушения.

Разработана перколяцонная модель разрушения, в которой охрупчивание связывается со случайным выстраиванием пор вдоль поверхностей, по которым реализуются условия разрушения. Напряжение сг у, при котором это происходит, выражается

формулой:

«г/ =(£гв + ДЧ-аг)-(1-(Р/Рк)2'3), (5)

где <тй - предел прочности матрицы исходного материала;

До^ - упрочнение, обусловленное радиационными дефектами; о*у - растягивающее напряжение, созданное порами; Рк - критическое значение пористости (порог «протекания»); Р - радиационная пористость.

Методами электронной микроскопии показано, что при деформировании стали ЧС68, достигшей распухания 10 и более процентов, наблюдаются участки разрушения по поверхностям близко расположенных пор, рисунок 12.

Рисунок 12 - Разрушение участка фольги по поверхности выстраивания пор в образце оболочки из стали ЧС68, О = 67 сна, Тобл. = 750 К, пористость -9%

Наряду с распуханием рассмотрено влияние на разрушение других факторов. Результаты расчета зависимости предела прочности от характеристик пористости коррелируют с экспериментальными данными и, в то же время, выявляют существенное влияние коррозионных повреждений, вызывающих образование в оболочках твэлов концентраторов напряжений, рисунок 13.

Рисунок 13 - Вид коррозионной трещины (а) и фрагмент фрактограшлы разрушения (б), начинающегося с коррозионной трещины на внутренней поверхности оболочки твэла из стали ЧС68 с пористостью 11% (разрушавшегося при напряжении 55 МПа)

Представлены результаты экспериментального определения характеристик упругости и электросопротивления стали ЧС68 после высокодозного облучения оболочек твэлов в реакторе БН-600. Показано, что облучение приводит к увеличению электросопротивления и уменьшению модулей упругости. Установлено, что доминирующий вклад в эти изменения вносит распухание. Для количественного описания изменений физико-механических свойств, вызванных распуханием, использована двухкомпонентная модель, в которой в качестве одой компоненты рассматривается кристаллическая матрица, а в качестве другой-

Получены аналитические выражения, связывающие относительные изменения электросопротивления и модуля Юнга с распуханием:

АЯ = 5 Б . А£ _ 1 ; „ч

Л0 4-5 + 6 ' Е0 ~(1 + 5)2 '

где ДЯ,ДЕ - изменения электросопротивления и модуля Юнга соответственно;

«о,Е0 - электросопротивление и модуль Юнга необлученной стали в исходном состоянии;

5 - распухание.

Формула (6) может быть использована, в частности, для оценки распухания внутрикорпусных устройств по результатам дистанционных измерений физико-механических свойств.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В диссертационной работе определены закономерности образования и эволюции радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном облучении при разных дозах в широком диапазоне температур от криогенных до средних, и оценено влияние этих дефектов на физико-механические свойства сталей.

Получены следующие наиболее важные результаты:

• На основании экспериментальных результатов и разработанных теоретических моделей определены характеристики радиационных кластеров, образующихся в аустенитных сталях при криогенном и низкотемпературном нейтронных облучениях: размеры, количество и концентрация содержащихся в них точечных дефектов; каскадная эффективность; энергия миграции вакансий и междоузлий.

• С использованием разработанных моделей рассчитано и экспериментально определено упрочнение и изменение модуля Юнга аустенитных сталей при криогенном нейтронном облучении. Обоснован выбор стали ОЗХ20Н16АГ6 в качестве материала силовых элементов сверхпроводящей магнитной системы термоядерных реакторов, работающей в условиях криогенного нейтронного облучения.

• На примере исследований радиационной пористости стали ЧС68 после нейтронного облучения при температурах от 660 до 840 К до повреждающих доз от 40 до ~90 сна установлено, что распределение пор по размерам мультимодальное, которое может быть представлено в виде суммы унимодальных распределений пор, отличающихся временем начала их образования. На начальной стадии распухания поры образуются преимущественно на дислокациях. На более поздних стадиях большинство пор связаны с выделениями С -фазы.

• Разработана перколяционная модель, связывающая падение прочности стали при большом распухании с выстраиванием пор вдоль поверхностей, на которых реализуются условия разрушения. Наличие участков разрушения по поверхностям скопления пор экспериментально подтверждено электронно-микроскопическими исследованиями.

• Установлено, что с увеличением распухания стали ЧС68 до ~9 % наступает стадия, на которой увеличение интегральной площади поверхности пор за счет их образования и роста компенсируется ее уменьшением из-за коалесценции. При этом интегральная площадь поверхности пор перестает меняться, и достигается стадия стационарного распухания.

• Получено эмпирическое уравнение зависимости распухания стали ЧС68 от повреждающей дозы, с использованием которого рассчитаны температурные зависимости распухания при облучении в реакторе БН-600 до различных повреждающих доз.

• Получены аналитические выражения, связывающие относительные изменения модуля Юнга и электросопротивления аустенитных сталей с распуханием, которые можно практически использовать для оценки величины распухания внутрикорпусных элементов реакторов по результатам дистанционных измерений физико-механических свойств материалов этих элементов.

ПРИЛОЖЕНИЯ

В Приложении 1 в таблицах приведены результаты определения распухания твэльных оболочечных труб из стали ЧС68, облученных в реакторе БН-600 до различных повреждающих доз. В таблицах указаны дозы, скорости смещений и температуры облучения, которые разбиты на десятиградусные интервалы.

В Приложение 2 вынесена процедура выполнения расчетов характеристик точечных дефектов в стали ЧС68.

В разделе П2.1 приведен расчет стационарных концентраций вакансий и междоузлий на инкубационной стадии распухания.

В разделе П2.2 показано, как рассчитывается критический диаметр зародыша вакансионных пор, начиная с которого пора растет за счет поступления в нее несбалансированного потока вакансий.

В разделе П2.3 приведено решение уравнения для расчета скорости распухания стали ЧС68 при облучении в реакторе БН-600. При этом рассчитываются необходимые для нахождения скорости распухания стационарные концентрации вакансий и междоузлий в начале стадии стационарного распухания. Для этого расчета используются экспериментальные результаты определения интегральной удельной площади поверхности пор при различных температурах облучения.

В Приложении 3 в таблицах приведены результаты механических испытаний образцов аустенитных сталей ОЗХ16Н15МЗТ1 и 03Х20Н16АГ6, облученных в реакторе ИВВ-2М при температурах 77 и 330 К. В таблицах приведены повреждающие дозы и кратковременные механические свойства: условный предел текучести

с & 3

<т°-2, временное сопротивление °в, равномерное р и общее 0

относительные удлинения.

В Приложении 4 приведены акты об использовании результатов докторской диссертации для повышения максимального выгорания топлива реактора БН-600 и для обоснования рекомендации материала армирующих силовых элементов сверхпроводящей магнитной системы ИТЭР.

Основные результаты диссертации опубликованы в журналах, входящих в Перечень ВАК (1-29), и других изданиях (30-36):

1. Козлов А.В. Основные механизмы влияния структурных изменений, происходящих в аустенитной стали при низкотемпературном нейтронном облучении, на ее физико-механические свойства//ФММ. 1996. Т.81. В.1. С. 97-106.

2. Kozlov A.V., Kirsanov V.V. Radiation defect formation and evolution C0.03Cr20Nil6Mn6 steel under low-temperature neutron irradiation and their effect on physical and mechanical properties of the steel // J. Nucl. Mater. 1998. V. 233-237. P. 1062-1065.

3. Портных И.А., Козлов A.B., Сагарадзе B.B., Скрябин JI.А. Связь характеристик радиационной пористости в стали Х16Н15М2Г (ЧС-68) с температурой и дозой нейтронного облучения // ФММ. 2002. Т. 94. № 1.С. 105-112.

4. Портных И.А., Козлов А.В. Методология количественного анализа радиационной пористости в металлах // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2002. В.1(59). С.41-54.

5. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Skryabin L.A., Kinev E.A. Temperature effect on characteristics of void population formed in austenitic steel under neutron irradiation up to high doze // J. Nucl. Mater. 2002. V. 307-311. P. 956-960.

6. Козлов A.B. Действие нейтронного облучения на металлы при различных температурах и возможность самоорганизации протекающих при этом процессов // Физика элементарных частиц и атомного ядра. 2006. Т. 37. В. 4. С. 1110-1150.

7. Пархоменко В.Д., Дубинин С.Ф., Богданов С.Г., Теплоухов С.Г., Валиев Э.В., Козлов А.В., Щербаков Е.Н. Вакансионные кластеры в облученном быстрыми нейтронами никелиде титана // ФММ. 2002. Т. 94. №5. С. 34-41.

8. Портных И.А., Козлов А.В., Скрябин Л.А. Размерные характеристики ансамбля радиационных пор в холоднодеформированной стали Х16Н15М2Г, облученной высокими флюенсами нейтронов // Перспективные материалы. 2002. № 2. С. 50-55.

9. Колосков В.М., Семенкин В.А., Козлов A.B., Мильдер О.Б., Портных И.А. Мессбауэровское исследование конструкционной стали 0Х16Н15МЗТ1 после нейтронного облучения // ФММ. 2003. Т. 97. №3. С. 39-46.

10. Козлов A.B., Портных И.А., Брюшкова C.B., Кинев Е.А. Влияние вакансионной пористости на прочностные характеристики аустенитной стали ЧС-68 // ФММ. 2003. Т. 95. № 4. С. 87-97.

11. Козлов A.B., Скрябин JI.A., Портных И.А., Щербаков E.H., Асипцов О.И. Образование и эволюция каскадных областей и их электронно-микроскопическое исследование // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2004. В. 1(62). С. 299-309.

12. Balachov Iouri. I., Kozlov A.V., Shcherbakov, E.N., Portnykh I.A., Gamer, F.A. Influence of radiation-induced voids and bubbles on physical properties of austenitic structural alloys //J. Nucl. Mater. 2004. V. 329-333. P. 617-620.

13. Портных И.А., Козлов A.B., Панченко B.JI. Эволюция микроструктуры аустенитных сталей класса X16HI5 при высокодозном облучении в диапазоне 300- 400 °С // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2004. В. 2(63). С. 241-253.

14. Брюшкова C.B., Козлов A.B., Аверин С.А., Кинев Е.А., Портных И.А. Эволюция кратковременных механических свойств стали ЧС-68 при высокодозном нейтронном облучении // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы, 2004, выпуск 2(63), С.241-253.

15. Щербаков E.H., Козлов A.B., Коростин О.С., Шихалев B.C., Асипцов О.И. Механизмы влияния высокодозного нейтронного облучения на физико-механические свойства аустенитных сталей // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2004. В. 2(63), С. 283-290.

16. Ивченко В.А., Попова Е.В., Козлов A.B., Овчинников В.В. Пространственное распределение и атомное строение радиационных повреждений в облученной нейтронами платине // Известия Томского политехнического университета. 2005. Т. 308. № 7. С. 65-67.

17. Кинев Е.А., Брюшкова C.B., Козлов A.B., Бибилашвили Ю.К., Коростин О.С., Мальцев В.В., Чуев В.В. Исследование состояния твэлов TBC, отработавших в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокомпаний // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2005. В 1(64). С.286-293.

18. Козлов A.B., Щербаков E.H. Скрябин Л.А., Портных И.А. Образование и эволюция радиационных кластеров в ГЦК металлах при низкотемпературном нейтронном облучении до малых повреждающих доз // Физика и химия обработки материалов. 2006. №1. С. 9-17.

19. Портных И.А., Козлов A.B., Панченко B.J1., Чернов В.М. Влияние напряжения на радиационное распухание стали Х16Н15М2Г2Т (ЧС-68) при высокодозном нейтронном облучении // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2006. В. 1(66), С. 371-379.

20. Козлов A.B., Ивченко В.А., Попова Е.В., Чернов В.М., Щербаков E.H., Овчинников В.В., Асипцов О.И. Первичная повреждаемость и накопление радиационных дефектов в ГЦК-металлах при низкотемпературном нейтронном облучении // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2006. В. 1(66). С.47-53.

21. Козлов A.B., Портных И.А. Условия достижения стадии стационарного радиационного распухания // ФММ. 2007. Т. 103. № 1.С. 108-112.

22. Козлов A.B. Образование и эволюция радиационных дефектов в металлах под действием нейтронного облучения до малых доз при низких температурах // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2007. .В. 1(68-69), С. 74-89.

23. Портных И.А., Козлов A.B., Глушкова Н.В., Панченко В.Л., Кинев Е.А. Различия радиационного распухания оболочек твэлов из стали ЧС-68, происходящего при близких условиях нейтронного облучения // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2007. В. 1(68-69). С. 377-388.

24. Kozlov A.V., Portnykh I.A. Dependence of steady- state radiation swelling rate of 1 0.1C-16Cr-15Ni-2Mo-2Mn-Ti-Si austenitic steel on dpa rate and irradiation temperature // J. Nucí. Mater. 2009. V. 386-388. P. 147-151.

25. Ершова O.B., Козлов A.B., Щербаков E.H., Яговитин П.И., Евсеев М.В., Шихалев B.C. Связь изменений физико-механических свойств с распуханием аустенитной стали ЧС-68 при высокодозном нейтронном облучении // ФММ. 2008. Т. 106. № 6. С. 644-649.

26. Козлов A.B., Портных И.А. Связь скорости радиационного распухания с ростом и коалесценцией радиационных пор // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2008. В. 2(71). С. 3-13.

27. Козлов A.B. Зависимость концентрации точечных дефектов в аустенитной стали ЧС-68 от скорости их генерации и температуры при нейтронном облучении // ФММ. 2009. Т. 107. № 6. С. 574-581.

28. Глушкова Н.В., Портных И.А., Козлов A.B. Механизм влияния трансмутационного гелия, нарабатываемого в оболочках твэлов из аустенитной стали ЧС-68 при нейтронном облучении, на образование пор // ФММ. 2009. Т. 108. № 3. С. 276-282.

29. Целищев A.B., Агеев B.C., Буданов Ю.П., Иолтуховский А.Г., Митрофанова Н.М., Леонтьева-Смирнова М.В., Шкабура И.А., Забудько JI.M., Козлов A.B., Мальцев В.В., Повстянко A.B. Разработка конструкционной стали для твэлов и TBC быстрых натриевых реакторов // Атомная энергия. 2010. Т. 108. № 4. С. 217221.

30. Козлов A.B. Действие нейтронного облучения на металлы при различных температурах и возможность самоорганизации протекающих при этом процессов // Физика элементарных частиц и атомного ядра. 2006. Т. 37. В. 4. С. 1110-1150.

31. Щербаков Е., Козлов А., Аверин Е. и др. Установки для измерения коэффициента термического расширения // Практика приборостроения. 2003. №1. С. 34- 37.

32. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Bryushkova S.V., Kinev S.A. Dependence of Maximum Swelling Temperature on Damage Dose in Cold Worked 16Cr-15Ni-2Mo-lMn Cladding Irradiated in BN-600 // Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1447. 2004. P. 446-453.

33. Kozlov A.V., Shcherbakov, E.N., Averin, S.A., Garner, F.A. The Effect of Void Swelling on Electrical Resistance and Elastic Modulii in Austenitic Steels // Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1447. 2004. P. 66-67.

34. Kozlov A.V., Kinev S.A., Bryushkova S.V., Portnykh I.A. The swelling dependence of cold worked 16Cr-15Ni-2Mo-lMn steel on neutron irradiation temperature, fluence and damage rate during its use as a cladding material in BN-600 reactor // Effect of Radiation on Materials: 20th International Symposium, ASTM STP 1405. 2001. P. 457-468.

35. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Skryabin L.A., Lapin S.S. Dimensional characteristics of displacement cascades in astatine steels under neutron irradiation at cryogenic temperature // Effect of Radiation on Materials: 20th International Symposium, ASTM STP 1405. 2001. P. 694-703.

36. Portnykh I.A., Kozlov A.V., Shcherbakov E.N., Asiptsov O.l. Formation of Voids and Secondary-Phase Precipitates in the Fe-16Cr-15Ni-2Mo-lMn-Ti-Si Steel under High-Doze Neutron Irradiation and during Post-Irradiation Annealing // Crystallography Reports. 2009. V. 54. №7. P. 1139- 1145.

Список литературы

1. Garner F.A. Irradiation Performance of Cladding and Structural Steels in Liquid Metal Reactors // Material Science and Technology: A Comprehensive Treatment. 1994. V. 10. Ch. 6. P. 419-543.

2. Barashev A.V., Golubov S.L. Unlimited Damage Accumulation in Metallic Materials Under Cascade-Damage Conditions. Materials Science and Technology Devision. ORNL/TM-2008/141. 35 c.

3. Gary S. Was Fundamentals of Radiation Materials Science Metals and alloys Springer-Verlag Berlin Heidelberg 2007, 827 P.

4. Паршин A.M., Неклюдов И.М, Камышанченко Н.В. Физика радиационных явлений и радиационное материаловедение. Белгородский государственный университет, 1998, 378 с.

5. Конструкционные материалы ядерных реакторов: Учебник для вузов/Н.М.Бескоровайный, Б.А.Калин, П.А.Платонов, И.И.Чернов.-М.: Энергоатомиздат, 1995. 704 е.: ил.

6. Иванов Л.И., Платов Ю.М. Радиационная физика металлов и ее приложения М.: Интерконтакт Наука, 2002, 300 с.

7. Dimitrov С., Tenti М., Dimitrov О.. Resistivity recovery in austenitic Fe-Cr-Ni alloys neutron irradiated at 23 К II J.Phys. F: Met. Phys. 1981.V. 11. P. 753-765.

8. Келли Б. Радиационное повреждение твердых тел. Перевод с англ. М.: Атомиздат, 1970. 240 с.

9. Marlowe М., Appleby W.K. The effect of irradiation on physical properties of metals // Trans. ANS. 1973. №16. P.95-96.

10. Wolfer W.G., Garner F.A. Damage Analysis and Fundamental Studies Quarterly Progress Report DOE/ER-0046/17. Richland, WA // U.S. DOE. 1984. P. 58-69.

11. Козлов A.B. Действие нейтронного облучения на металлы при различных температурах и возможность самоорганизации протекающих при этом процессов // Физика элементарных частиц и атомного ядра.2006. Т. 37. В. 34. С. 1110-1150.

12. Lind A., Bergenlid U. Mechanical properties of hot isostatic pressed type 316LN steel after irradiation // J. Nucl. Mater. 2000. V. 283287. P. 451-454.

13. Неустроев B.C. и др. Изменение механических свойств стали 0Х16Н15МЗБ в температурном интервале радиационного распухания. Препринт НИИАР-30(711). М.: ЦНИИатоминформ, 1986. 37 с.

Отпечатано на Ризографе ИФМ УрО РАН тираж 100 экз. зак. №75 Объем 1,5 п.л. формат 60x84 1/16 620990 г. Екатеринбург, ул. С. Ковалевской, дом 18

ВВЕДЕНИЕ

1 Эволюция каскадных, областей и образование комплексов радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном* облучении в различных температурных диапазонах

1:1^Механизм>образования дефектов при действии нейтронного облучения на металлы

1.2 Действие нейтронного облучения при различных температурах

2 Действие криогенного нейтронного облучения на аустенитные стали

Обзор,имеющихся представлений

21Г Эволюция радиационных, дефектов в аустенитных сталях при криогенном нейтронном облучении

2.1.1 Материал и методики исследований

2.1.2 Изменение размеров образцов из стали 03Х20Н16АГ6 при нагревании после криогенного нейтронного облучения

2.1.3 Электронно-микроскопические исследования радиационных кластеров в стали ОЗХ16Н15МЗТ1 после криогенного нейтронного облучения

2.2 Модель эволюции криогенных кластеров в аустенитной стали при облучении и нагреве до температуры 110 К

2.2.1 Образование кластеров при перекрытии каскадных областей

2.2.2 Оценка скорости генерации кластеров по результатам электронной микроскопии

2.2.3 Размерные изменения, происходящие при рекомбинации и выходе точечных дефектов на стоки

2.2.4 Определение энергии миграции междоузлий

2.2.5 Расчет миграции междоузлий в ядро «своего» кластера

2.2.6 Анализ размерных изменений аустенитной стали при нагреве образца до 110 К после криогенного нейтронного облучения

2.3 Миграция междоузлий в облученной» при* 77 К аустенитной^ стали03Х20Ш6АГ6 при нагреве до комнатной температуры

2.3.1 Вероятностный метод нахождения среднего диффузионного времени достижения точечными дефектами определенного вида стоков

2.3.2 Уход междоузлий на поверхность тела 69 2.3:3 Уход междоузлий на границы зерен

2.3.4 Уход междоузлий на дислокации

2.3.5 Рекомбинация в кристаллической матрице

2.3.6 Рекомбинация в кластерах

2.3.7 Миграция междоузлий на все стоки 71 Заключение к главе

3 Образование и. эволюция радиационных дефектов в аустенитных сталях при низкотемпературном нейтронномоблучении

Обзор имеющихсятредставлений 80 311 Экспериментальные исследования радиационных дефектов, образующихся в аустенитной стали ЭИ-844 и модельных ГЦК материалах при низкотемпературном низкодозном нейтронном облучении

3.2 Модель эволюции радиационных дефектов в ГЦК материалах при низкотемпературномнейтронном облучении

3.2.1 Рекомбинация междоузлий в кластере

3.2.2 Рекомбинация междоузлий и накопление вакансий в 106 кристаллической матрице

3.2.3 Накопление вакансионных кластеров

3.2.4 Образование межузельных дислокационных петель

3.2.5 Расчет характеристик дефектов, накапливающихся в стали при низкотемпературном нейтронном облучении

3.3 Анализ экспериментальных данных с использованием модели эволюции радиационных дефектов в ГЦК материалах при низкотемпературном нейтронном облучении

Актуальность темы

Практически во всех энергетических ядерных реакторах в качестве конструкционных материалов используются аустенитные стали. В реакторах на тепловых нейтронах из них- изготовлен ряд внутрикорпусных устройств-(ВКУ). В транспортных реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах (БН) аустенитные стали находят применение в качестве оболочек твэлов, материалов корпусов реакторов и ВКУ. Прогнозирование работоспособности конструкций из аустенитных сталей в условиях работы ядерных реакторов и поиск путей увеличения ресурса их эксплуатации является исключительно важной задачей.

Для достижения этой цели> надо знать» количественные характеристики образующихся- радиационных дефектов^ уметь описывать кинетику их накопления' и влияния* на физико-механические свойства аустенитных сталей.

Проблеме образования и эволюции1 радиационных дефектов, в облучаемых нейтронами металлических материалах посвящено большое число экспериментальных и теоретических работ. За*полвека в этой области получено много результатов, изложенных систематически в зарубежных [1-6] и отечественных [7-12] обзорах. Уделено внимание влиянию радиационно-индуцированных структурных изменений на физико-механические свойства: электросопротивление [13-16], модули упругости [17-20], кратковременные механические свойства [21-25]. Разработанные модели этого влияния в большинстве случаев имеют либо качественный характер, либо слишком общие для практического использования, либо являются эмпирическим описанием в узком диапазоне условий облучения и материалов. Достигнутый в настоящее время уровень знаний в этом направлении недостаточен для прогнозирования поведения промышленных сталей, особенно при изменении условий облучения.

Цель диссертационной работы

Цель работы состояла в определении характеристик радиационных дефектов, образующихся в аустенитных нержавеющих сталях в широком диапазоне температур нейтронного облучения, доз и скоростей смещений, а также в выявлении влияния сформировавшихся» структурных дефектов на физико-механические свойства сталей.

В соответствии с этой целью решались следующие научные задачи.

1. Экспериментальное определение характеристик радиационных дефектов, образующихся в аустенитных нержавеющих сталях при криогенном и низкотемпературном нейтронных облучениях.

2. Определение характеристик радиационной пористости, формирующейся в аустенитных сталях при среднетемпературном облучении до высоких повреждающих доз, и описание кинетики их изменения:

3 Выявление зависимости радиационного распухания от температуры облучения, дозы и скорости создания смещений.

4. Установление и количественное описание влияния радиационных дефектов, образующихся в широком диапазоне температур облучения, на физико-механические свойства аустенитных нержавеющих сталей. Объект исследования

Объектом исследования являлись аустенитные нержавеющие стали: 03Х20Н16АГ6, ОЗХ16Н15МЗТ1, Х16Н15М2Г после холодной деформации на последнем переделе (ЧС-68 х.д.), Х16Н15М2 после холодной деформации на последнем переделе (ЭИ-844 х.д.), Х16Н15МЗГ (ЭИ-847), Х16Н36М2ГБТ (ЭП-150), а также чистые Ж (99,99) и Pt (99,99), использованные в диссертации в качестве модельных ГЦК материалов.

Предмет исследований

Предметом исследований была эволюция микроструктуры материалов при облучении нейтронами в широком диапазоне температур до разных доз и влияние радиационно-индуцированных изменений микроструктуры на физико-механические свойства материалов.

Методы исследований<

Использовались трансмиссионная и растровая электронная микроскопия, полевая» ионная микроскопия, рентгеноструктурный анализ, дилатометрия, гидростатическое взвешивание, кратковременные механические испытания, измерение электросопротивления и модуля-упругости.

Личное участие автора и благодарности

Диссертация является обобщением исследований автора, начиная с 1992 года, выполненных с его непосредственным участием. Вклад автора заключается в общей постановке цели и задач исследования^ проведении структурных измерений, определении физико-механических свойств образцов (э/сопротивление, микротвёрдость, плотность, характеристики I упругости, прочность, пластичность), обработке и анализе результатов, интерпретации и обобщении полученных данных, формулировке выводов:

Вг частности, автором лично разработаны модели эволюции радиационных дефектов под облучением и проанализировано- влияние последних на физико-механические свойства исследованных материалов.

Автор выражает благодарность коллегам из Института реакторных материалов, участвовавшим в проведении экспериментальных исследований, обработке, обсуждений и анализе результатов: И.А. Портных, E.H. Щербакову, Е.А. Киневу, B.JI. Панченко, М.В. Евсееву, С.А. Аяерину, В.С Шихалеву, П.И. Яговитину, О.И. Асипцову. Автор благодарен сотрудникам Института электрофизики УрО РАН В.А. Ивченко и Е.А. Медведевой за получение результатов полевой ионной микроскопии. Автор признателен членам Научного Совета по Радиационной Физике Твердого Тела Отделения физических наук РАН, особенно: Б.Н. Гощицкому, В.В. Сагарадзе, B.JI. Арбузову, С.В. Рогожкину, за полезные обсуждения на сессиях совета, семинарах и конференциях механизмов и моделей эволюции радиационных дефектов в металлах и сплавах при облучении нейтронами.

Новые научные результаты и* положения,, выносимые1 на защиту

Разработанный новый метод, позволивший по результатам электронно-микроскопических и дилатометрических исследований аустенитных сталей после нейтронного облучения до малых повреждающих доз (-0,01 сна) при криогенных и низких температурах определить количественные характеристики радиационных дефектов:

- величину скорости генерации радиационных кластеров, оказывающую существенное влияние на изменение физико-механических свойств при облучении в спектре реакторов на тепловых нейтронах;

- размерные и концентрационные характеристики радиационных кластеров и энергии миграции собственных точечных дефектов, а также количество перекрытий кластеров, образующихся при наложении каскадов смещению

• Мультимодальное распределение пор по размерам после нейтронного облучения, представленное в виде суммы унимодальных распределений, отвечающих типам пор, с различным, временем начала образования.

• Зависимость удельной площади* поверхности, пор от величины распухания, стремящаяся с ростом распухания к насыщению, которое достигается при распухании ~9%, с одновременным началом стадии стационарного распухания. Ранее в научной литературе доминировало мнение о том, что стадия стационарного распухания должна > быть связана с постоянством удельного периметра пор.

• Аналитические выражения, связывающие распухание аустенитных сталей с изменением характеристик упругости и электросопротивления в модели, рассматривающей сталь, как двухкомпонентный материал (кристаллическая матриц и поры).

Практическая значимость работы

• На основании« полученных в диссертации фундаментальных результатов решены важные практические задачи:

• Обоснован и подтвержден актом, внедрения № 04-08/390 от 06.09.2010- выбор стали, 03Х20Н16АГ6 в- качестве материала« армирующих силовых элементов сверхпроводящих магнитных систем ИТЭР.

• Разработан метод определения* диффузионных характеристик вакансий и междоузлий' в металлах, применение которого позволило рассчитать стационарные концентрации вакансий и междоузлий при прогнозировании распухания стали ЧС68.

• Увеличен ресурс эксплуатации твэлов, реактора > БН-6001 до 560 эффективных суток, что позволило повысить максимальное выгорание топлива, до .11,2 % тяжелых атомов; а максимальную повреждающую дозу на оболочку твэла до 82 сна (Акт внедрения №320/2345 от 15.06.2010).

• Выявлены зависимости модулей упругости и электросопротивления от распухания сталей; которые позволяют оценить распухание внутрикорпусных устройств, реакторов по данным дистанционных неразрушающих внутриреакторных измерений физико-механических свойств материалов этих устройств.

Достоверность

Достоверность полученных результатов обеспечивается использованием широкого комплекса взаимодополняющих методик, позволившего сопоставить между собой характеристики, полученные разными методами на образцах, облученных в идентичных условиях, хорошей воспроизводимостью результатов при статистически большом массиве данных, совпадением результатов расчетов, выполненных с помощью теоретических моделей с экспериментальными результатами.

Соответствие диссертации паспорту специальности

Диссертация соответствует формуле и nn.l-4,7,8;10,ll паспорта специальности 05.16.01 - металловедение и термическая обработка металлов

Апробация работы?

Результаты исследований; изложенные в, диссертационной* pa6oTej были доложены, на перечисленных ниже конференциях, семинарах и заседаниях Научного Совета РАН по проблеме . «Радиационная физика твердого тела». Международные симпозиумы «Действие облучения на. материалы» (20-й ASTM,STP 1405, Вильямсбург (США), 2000 г; 21-й ASTM,STP 1447, Туссон (США), 2002 г.). Международные конференции: «Материалы Термоядерных реакторов»: ICFRM-10, Баден-Баден (Германия), 2001 г.; ICFRM-11, Киото (Япония), 2003 г.; ICFRM-13, Ницца.(Франция)^

2007 г.; Technical Meeting (ТМ) on "Status and Trends of Stainless Steel Cladding and Fuel Assembly Materials and Components for Liquid Metal-cooled Fast Reactor (LMFR)", Hyderabad, India, 2008. Международные Уральские семинары «Физика радиационных повреждений металлов; и сплавов, Снежинск (Россия): 4-й в 2001 г., 5-й в.2003 г., 6-й. в 2005 г., 7-й в 2007 г., 9-й в 2009- г. Отраслевые семинары «Физика радиационных повреждений материалов^ атомной техники», Обнинск (Россия) в 2002, 2003, 2004, 2005,

2008 г.г. Российские научные конференции «Материалы ядерной техники»: Туапсе, б/о Агой, 2003 г.; Звенигорад (Россия), 2007 г. Сессия Научного Совета РАН по проблеме «Радиационная? физика твердого тела»: Ижевск, 2006 г.; Екатеринбург, 2008 г. Всероссийский семинар «Конструкционные материалы активных зон быстрых и термоядерных реакторов», Москва (Россия), 2009 г.

Публикации

Но теме работы опубликовано 36 статей, из них в изданиях, включенных в перечень журналов ВАК - 29.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, библиографического списка из 255 наименований и четырех приложений. Работа изложена на 356 страницах текста, включая 116 иллюстраций и 66 таблиц:

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В. диссертационной работе определены^ закономерности образования и эволюции радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном облучении при разных флюенсах в широком диапазоне температур от криогенных до средних, и оценено влияние этих дефектов на, физико-механические свойства сталей.

Получены следующие наиболее важные результаты:

• На основании экспериментальных результатов и разработанных теоретических моделей определены характеристики радиационных кластеров, образующихся- в аустенитных сталях при криогенном» и низкотемпературном нейтронных облучениях: размеры, количество и концентрация содержащихся^ в них точечных дефектов; каскадная эффективность; энергия.миграции вакансий и междоузлий.

• Экспериментально определено и с использованием разработанных моделей рассчитано и упрочнение и изменение модуля Юнга аустенитных сталей при криогенном нейтронном облучении. Обоснован выбор* стали 03Х20Н16АГ6 в качестве материала силовых элементов сверхпроводящей магнитной системы термоядерных реакторов, работающей в условиях криогенного нейтронного облучения.

• На примере исследований радиационной пористости стали ЧС68 после нейтронного облучения при температурах от 660 до 840 К до повреждающих доз от 40 до ~90 сна установлено мультимодальное распределение пор по размерам, которое может быть представлено в виде суммы унимодальных распределений пор, отличающихся временем начала их образования. На начальной стадии распухания поры образуются преимущественно на дислокациях. На более поздних стадиях большинство пор связаны с выделениями б -фазы.

• Установлено, что с увеличением распухания стали ЧС68 до ~9 % наступает стадия, на которой увеличение интегральной площади поверхности пор за счет их образования и роста компенсируется ее уменьшением: из-за коалесценции; При этом интегральная площадь поверхности пор перестает меняться; и* достигается« стадиям стационарного распухания.:

• Рассчитаны значения установившейся скорости распухания стали 4068 при: облучении в реакторе БН-600;. которые в диапазоне; температур облучешшот623до? 828 составляютот 0,93до 1,54. %/сна;

• Получено эмпирическое уравнение: зависимости: распухания стали ЧС68 от повреждающей; дозы, с использованием; которого; рассчитаны температурные зависимости распухания при облучении в реакторе БН-600 до различных повреждающих доз;

• Получены аналитические выражения, связывающие относительные изменения; модуля Юнга и электросопротивления?; аустенитных сталей с распуханием, которые можно практически использовать для оценки распухания внутрикорпусных элементов' реакторов; по результатам дистанционных измерений физико-механических* свойств материалов: этих элементов; .

• Определены кратковременные механические'свойства» стали?ЧС68 при температурах от 300 до 1070 К, после: облучения? в реакторе БН-600 при температурах от 670 до 870 К до различных повреждающих доз; вплоть до 90 сна.

• Разработана перколяционная модель разрушения; в» которой низкотемпературное охрупчивание связывается-, со случайным выстраиванием пор вдоль поверхностей, по которым: реализуются условия разрушения. При этом учтено влияние на реализацию условий? разрушения других структурных изменений. Наличие участков разрушения по поверхностям скопления пор экспериментально подтверждено^ электронно-микроскопическими исследованиями.

• С использованием экспериментальных результатов исследований облученной стали ЧС68 и разработанных теоретических моделей увеличен ресурс эксплуатации твэлов реактора БН-600 до 560 эффективных суток, что позволило повысить максимальное выгорание топлива до 11,2 % тяжелых атомов, а максимальную повреждающую дозу на оболочку твэла до 82 сна.

1. Gamer F.A. Irradiation Performance of Cladding and'Structural Steels in Liquid Metal Reactors // Material Science and' Technology: A Comprehensive Treatment. 1994. V. 10. Ch. 6. P. 419-543.

2. Barashev A.V., Golubov S.L. Unlimited Damage Accumulation in Metallic Materials Under Cascade-Damage Conditions. Materials Science and Technology Devision. ORNL/TM-2008/141.35 p.

3. Gary S. Was Fundamentals of Radiation Materials Science Metals and alloys Springer-Verlag Berlin Heidelberg, 2007. 827 p.

4. Levy V., Azam N., Le Naour L., Didout G., Proc. Int. Conf. Radiation Effects in Breeder Reactor Structural Materials, Scottsdale, 1977. P: 709-725.

5. Watkin J.S., Irradiation Effects on the Microstructure and properties of Metals // STP 611. 1976. P. 270-283.

6. Le Naour L., Vouillon M., Levy V. Influence of dose and* dose rate on the microstructure of solution-annealed 316 irradiated around 600 C.-Effects of Irradiation on Materials, 11th Conf. // ASTM-STP-782. 1982. P.310-324.

7. Паршин^ A.M., Неклюдов И.М, Камышанченко H.B. Физика радиационных явлений и радиационное материаловедение Белгородский государственный университет, 1998. 378 с.

8. Конструкционные материалы ядерных реакторов: Учебник для вузов. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А., Платонов П:А., Чернов И.И.-М.: Энергоатомиздат, 1995. 704 с.

9. Иванов Л.И., Платов Ю.М. Радиационная физика металлов и ее приложения М.: Интерконтакт Наука, 2002. 300 с.

10. Колесников А.Н., Прохоров В.И., Красноселов В.А. Радиационное распухание конструкционных материалов быстрых реакторов (Аналитический обзор), препринт НИИАР. 1973.

11. Шепелев А.Г., Немашкало О.В., Юрченко Л.Д., Анализ информационного массива по новым физическим явлениям, возникающим втвердых телах при облучении // ВАНТ, Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 2006. № 4(89). С. 78-92.

12. Dimitrov C., Tenti M., Dimitrov O. Resistivity recovery in austenitic Fe-Cr-Ni alloys neutron irradiated* at 23 К // J.PKys. F: Met. Phys. 1981. V. 11. P. 753-765.

13. Келли Б. Радиационное повреждение твердых тел. Перевод с англ. М.: Атомиздат, 1970:240 с.16.- Dimitrov С., Dimitrov О. Gmposion dependence of defect properties in* electron-irradiated Fe-Cr-Ni solutions // J." Phys. F: Met. Phys. 1984. V.14. P. 793811.

14. Dimitrov C., Tenti M., Dimitrov O. Resistivity recovery in austenitic Fe-Cr-Ni Alloys neutron,irradiated at 23 К // J. Phys. F: Met. Phys. 1981. V.,11. P. 753765.

15. Marlowe M., Appleby W.K. The effect of irradiation on physical properties of metals //Trans. ANS. 1973. №16. P.95-96.

16. Wolfer W.G., Garner F.A. Damage Analysis and Fundamental Studies Quarterly Progress Report DOE/ER-0046/17. Richland, WA // U.S. DOE. 1984. P. 58-69.

17. Коростин O.C., Филонин A.H. Действие реакторных излучений на модули упругости материалов. Обзор.- М: ЦНИИатоминформ, 1987. 37 с.

18. Bulanova Т., Fedoseev A., Kalinin G., Rodchenkov В/ Shamardin V. Effect of irradiation on. the steel 316/LN tipe to» 12 dpa at 400 °C // J. Nucl. Mat. 2004. V. 329-333. P. 639-642.

19. Козлов A.B. Действие нейтронного облучения на металлы при различных температурах и возможность самоорганизации протекающих приэтом процессов // Физика,элементарных частиц и атомного ядра.2006. Т. 37. В. 34. С. 1110-1150.

20. Zincle S.J., Kulcincki G.I. Effect of Radiation on Materials // Bultimore. ASTMtl985. P: 363-375.

21. Неустроев. B.C. Голованов B.H., Повстянко А.В.и др: Изменение механических свойств стали 0Х16Н15МЗБ в температурном*, интервале радиационного распухания. Препринт НИИАР-30(711). М;: ЦНИИатоминформ, 1986. 37 с.

22. Lind A*., BergenlidU. Mechanical properties of hot isostatic pressed type 316LNsteel after irradiation // J. Nucl. Mater. 2000: V. 283-287. P. 451-454.

23. Кирсанов B.B., Суворов A.JI:, Трушин КЭ.В. Процессы радиационного дефектообразованияв металлах. Ml: Энергоиздат, 1985. 236 с.

24. Thompson M.W. a Defect Formation Specialty in Cascades. // Contemp. Phys. 1968. V.9.P.375-381.

25. Кирсанов^ В В., Маркина M.B., Шамардин Е.И: и др. Процессы атомных смещений в многокомпонентных сплавах // Физика металлов- и металловедение. 1996. Т. 81. В. 2. С. 26-35.

26. Doran D.G., Simons R.L., McElroy W.N. Spectral effects in neutron and charged particles irradiation // Properties of reactor structural alloys after neutron or particle irradiation. ASTM. STP 570. 1976. P. 290-310.

27. Norjett N.J., Robinson M.T., Torrens I.M. The proposed method of displacement dose rate calculation // J. Nucl. Eng. And desigh. 1975. V. 33. P. 50-69.

28. Greenwood L.R. Smither R.K. Specter: neutron damage calculations for materials irradiations. Report ANL/FPP/TM-1977. Argonne national laboratory. USA, 1985. 87 p.

29. Кирсанов В.В. ЭВМ-эксперимент в атомном материаловедении. M.: Энергоатомиздат, 1990. 304 с.

30. Кирсанов В.В. Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение.- М:: Атомиздат. 1970: 376 с.

31. Norgett M.J., Robinson М.Т., Torrens I.M. A proposed method of calculating displacement dose rate //Nucl. Eng. Design. 1975. V.33. P. 50-63.

32. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М. Радиационные повреждения металлов и сплавов, при облучении нейтронами, ионами, электронами // ВАНТ. Сер. Физика радиационных повреждений* и радиационное материаловедение. 1984. В:1(29), 2(30). С.46-73.

33. Ullmaier H.W., Schilling W. Radiation* damage in metallic reactor materials // IAEA: Vienna. 1980. V.l. P. 11-37.

34. Zinkle S.T., Singh B.N. Analysis of displacement damage and defect productionunder cascades damage conditions // J. Nucl. Mater. 19931 V.J 19. P. 173191.

35. ASTM E521 (1996) Standard Practice forNeutron Radiation* Damage Simulation by Charged-Particle Irradiation. Annual, Book of ASTM Standards, vol. 12.02. American Society for Testing and Materials, Philadelphia; PA.

36. Dettman K., Leibfried G., Schroeder K. Spontaneous recombination of Frenkel pairs for electron irradiation // Phys. Stat. Sol. 1967. V.22. P. 423-432.

37. Чудинов В.Г., Протасов В.И. Расчет характеристик теплового пика методом молекулярной динамики // Физика металлов и металловедение. 1978. Т. 46, В. 6. С. 1269- 1278.

38. Wolfer W.G., Si-Ahmed A. On the coefficient for bulk recombination of vacancies and interstitials // JNM. 1981. V. 99. P. 117-123.

39. Seitz F. and Koehler J.S. Displacement of Atoms during Radiation // Solid State Phys. 1956. V. 2. P. 307-312.

40. R.A. Johnson: Calculations of Small Vacancy and Interstitial Clusters for an FCC Lattice // Phys.-Rev. l 966. V. 152, №2, P. 629-634.

41. Kiritani M. Microstructure evolution during irradiation // J. Nucl. Mater. 1994. V.216. P.200-264.

42. Wycick W., Feller-Kniepmeier M." Quenching experiments on high-purity nickel // Physica status solidi a. 1976. V. 37. P. 183-191'.

43. Johnson R. A. Point-Defect Calculations for an*fee Lattice // Phys. Rev. 1966. V. 145, № 2. P. 423-433.

44. Nakagawa M. Saturation phenomena in irradiated metals at low temperature // J. Nucl; Mater. 1982. V. 108-109. P. 194-200.

45. Dettman K., Leibfried G., Schroeder K. Spontaneous recombination of FrenkeF pairs for electron irradiation //Phys. Stat. Soil Л967. V.22I P. 423-428.

46. Wolfer W.G. Drift forces- on vacancies and interstitials in alloys with radiation-induced segregation // Journal of Nuclear Materials. 1983. V. 114: P. 292304.

47. Mikhlin E. Ya:, Nelaev V. V. The effect of uniaxial compression upon dimension and* shape of the Frenkel defect recombination , zone in a-iron// Phys. Stat. Sol. A. 1977. V. 43. P. 23-27:

48. Sigmund P. A note on integral equations of the Kinchin-Pease type // Rad: Eff. 1969; VI. P: 15-18.

49. Chudinov V. G., Chirkov A. G., Sautin F. A. Effect of vacancies and interstitials on the dynamic properties of the La2-xSrxCu04 superconductor // Physics of the Solid State. 1998: V. 40. №. 6. P. 901-905.

50. Трушиш Ю.В. Физическое материаловедение. СПб.: Наука, 2000.286 с.

51. Johnson R.A. Calculations of small vacancy and interstitial clusters for an fee lattice // Phys. Rev., 1966, V. 152. №2. P. 629 634.

52. Перехожев В.И. Свердловскому филиалу научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники 30 лет // Комплексу ИВВ-2М ЗО лет: Тез. Док. 28- 30 мая 1996. Заречный. 1996. С. 21.

53. Parchomenko V.D:, Hoshytsky B.N., Dubinin S.F., et al. Gonansation Type Cryostate Chanal for Low-Temperature Irradiation. // Atomic Energy. 1974. V. 36. № 1.- P.62-66.

54. Исследование влияния > низкотемпературного нейтронного облучения на служебные свойства, металлических материалов силовой композиции магнитной системы ИТЭР: Отчет о НИР / СФНИКИЭТ инв.№ Ф.03.012- Заречный. 1993.

55. Исследование влияния низкотемпературного нейтронного облучения на физико-механические свойства кандидатных аустенитных сталей магнитной системы ИТЭР: Отчет о НИР / СФ НИКИЭТ инв. № Ф.03.37. Заречный. 1991.

56. Baluc N., Schaublin R., Bailat С., et al. The mechanical properties and microstructure of the OTIMAX series of low activation ferritic-martensitic steels // J. Nucl. Mater. 2000. V. 283-287. P. 731-735.

57. Goshchitskii, B.N., Sagaradze, V.V., Arbuzov, V.L., et al. The effect of tritium and low-temperature* neutron irradiation at 77 К on the- structure and-mechanical properties of reactor steels // J: Nucl. Mater. V. 258-263 ,1998, P: 16811686.

58. Козлов А.В. Образование и эволюция радиационных дефектов в металлах под действием нейтронного облучения* до малых доз при низких температурах // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2007. В. 1(68-69): С. 74-89.

59. Козлов А.В: Основные механизмы влияния структурных изменений, происходящих в аустенитной стали при низкотемпературном нейтронном облучении, на ее физико-механические свойства // Физика металлов и металловедение. 1996. Т.81. В. 1. С. 97-106.

60. You Z., Caturla M.J., Schablin R. Study of cascades damage in Ni by MD with different interatomic potential // J. Nucl. Mater. 2007. V.367-370. P. 298304.

61. Yoshie Т., Horiki M., Xu Q., et al. Temperature dependence of one-dimensional motion of interstitial clusters in Fe and Ni // J. Nucl. Mater. 2007. V. 367-370. P. 322-326.

62. Бронштейн И.Н., Семендяев К.А. Справочник по математике для инженеров и учащихся втузов. М.:Наука, 1986. 544 с.

63. Трушин Ю.В. Физическое материаловедение. СПб.: Наука, 2000.283 с.

64. Ulmaier Н., Schillng W. Radiation damage in metallic reactor materials //Physics of modern materials. 1980. V.l. P.37-48.

65. Келли А., Гровс Г. Кристаллография и дефекты в кристаллах, пер. с англ. М.: 1974. 376 с.

66. Стоунхэм A.M., Теория дефектов в твердых телах, пер. с англ., под ред. Б.К. Вайнштейна, М.: 1979. Т.2. 427 с.

67. Орлов А.Н., Введение в теорию дефектов в кристаллах. М.: 1983.287 с.

68. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Теория упругости. М.: Наука, 1965.203 с.

69. Орлов А.Н., Трушин Ю.В. Энергия точечных дефектов в металлах. М.: Энергоиздат, 1983. 83 с.

70. Seeger A. and Mehrer Н. Vacancies and interstitials in metals. Edited by A. Seeger, D. Schumaher, W Schilling and J. Diehl. Part 1. North Holland, Amsterdam 1970. 47 p.

71. Жирифалько Л. Статистическая физика твердого тела. М.: Мир, 1975. 432 с.

72. Kinchin G.H., Pease R.S. a Method of Cascade Function Calculation // Rep. Progr. Phis. 1955. V.18. P.l-19.

73. Двайт В.Г. Таблицы интегралов и другие математические формулы. М. : Наука, 1961. 224 с.

74. Singh B.N., Golubov S.I., Trinkaus H., et al. Aspects of microstructure evolution under cascade damage conditiom// J. Nucl. Mater. 1997. V. 251. P: 107122:

75. Sato K., YoshieT., Xu Q: One dimensional motion of interstitial clusters imNi-Au alloy // J. Nucl. Mater. 2007. V.367-370. P. 382-385.

76. Девятко^ Ю.Н., Плясов А.А., Рогожкин G.B Эффективность генерации' дефектов- при каскадообразующем облучении // Известия« РАН, Физическая серия: 2006. Т. 70: № 8. С. 1231-1234.

77. Козлов. А.В Зависимость концентрации точечных дефектов в аустенитной стали ЧС-68 от скорости* их генерации и температуры при нейтронном облучении // Физика металлов и металловедение. 2009. Т. 107. № 6. С. 574-581.

78. Singh B.N., Leffers Т., Green W.V. Formation of cavities at and1 away from grain boundaries during 600 meV proton irradiation //Ibid. 1982. V. 105. # 1. P. 1-10.

79. Sizemann R. The effect of radiation upon diffusion in metals // J. Nucl. Mater. 1978. V.69. P: 386-412.

80. Аверин Е.Б., Костоусов И.М., Серовикова E.B., Щербаков Е.Н. Методики внутрикамерных исследований физических свойств облученных материалов // ВАНТ. Сер. Ядерная техника и технология. 1992. В. 3: С. 43-51.

81. Щербаков Е., Аверин Е., Дудченко Н. и др. Установки для измерения коэффициента термического расширения // Ежеквартальный научнотехнический и производственный журнал "Практика приборостроения". 2003. №1. С. 34- 37.

82. Frischhertz М.С., Kirk М.А., Zhang J.P., Weher H.W. Transmission electron microscopy of defect cascades in УВа2Сиз07.8 producedby ion ,irradiation // Philos. Mag 1993. A 6. P: 1347-1352.

83. Иолтуховский А.Г., Бибилашвили Ю.К., Решетников Ф.Г., Конструкционные материалы ТВЭЛов и ТВС, Машиностроение (энциклопедия). 2005. Т. IV-25, Машиностроение ядерной техники. Книга 1. 455 с.

84. Воеводин В.Н., Платонов П.В., Агеев B.C. др. Структурно-фазовые1*3изменения в стали ЧС68, облученной ионами Сг с энергией 3 МэВ. Отчет ВНИИНМ. ХФТИ. инв. № 5436. ДСП. 1986.

85. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М., Черняева Т.П. Радиационные дефекты и распухание металлов. Киев.: Наукова думка, 1988: 296 с.

86. Паршин A.M. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стойких сталей/и сплавов. "Металлургия", 1988. 656 с.

87. Golubov S.I., Singh B.N, Trinkaus Hi Defect Accumulation in FCC and BCG Metals and Alloys under Cascade Damage Conditions- Towards a Generalisation-of the Production Bias Model // J. Nucl. Mater. V. 276 (2000); P. 7886.

88. Zinkle S.J., Maziasz P.J., Stoller R.E. Dose dependence of the microstructural evolution in neutron irradiated austenitic stainless steel // J: Nucl. Mater. 1994. V. 206. P. 266-286.

89. Causorne C., Fulton E. Voids in irradiated stainless steel // Nature. 1967. V. 216. P. 575-582.

90. Mansur I.K., Coghlum W.A. Mechanisms of hehum interaction.'with radiation defects in metals and alloys: a rewiew //J. Nucl. Mater. 1983. V. 119. P. 1-8.

91. Parker C.A., Russel K.C. Cavity nucleation calculations for irradiated metals // J. Nucl. Mater.1983. V 119. № 1. P. 87-94.

92. ПЗ.Зеленскиш В.Ф., Неклюдов И.М., Ожигов JI.C. и др. Некоторые проблемы физики радиационных повреждений. Киев: Наукова думка. 1979. 235 с.

93. Томпсон М. Дефекты и радиационные повреждения» в ^металлах. М.: Мир, 1971.367 с.

94. Leitmarker J.M., Bloom Е.Е., Syeigler J.O. The effect of minor constituents on swelling in stainless steel // J. Nucl. Mater. 1973. V. 49. P. 57-66.

95. Little T.A., Stow D.A. Void-swelling in irons and ferritic steels: II. An experimental* survey of materials irradiated in a fast reactor // J. Nucl. Mater. 1979! V.87. P. 25-39.

96. Целищев A.B., Агеев B.C., Буданов- Ю.П., Митрофанова H.M., Новиковi В.В., Развитие и применение микроструктурного подхода для создания? радиационно-стойких сталей < аустенитного класса. // ВАНТ,

97. Материаловедение и новые материалы. В. 1(66). 2006. С. 304-312.t

98. Николаев В.А., Курсевич И.П., Жуков О.Н. и др. Влияние-состава и структурного состояния на радиационное распухание высоконикелиевых сплавов // Атомная энергия. 1985. Т. 59 (3). С. 200-204.

99. Garner F.A., Lauritzen Т. and Mitchel М.А. The complex» action of major solutes on radiation-induced swelling of Fe-Cr-Ni austenitic alloys // Effect of Radiation on Materials: 16th International Symposium. ASTM STP 1175. 1993'. P. 803-815.

100. Wolfer W.F., Garner F.A. and Thomas L.E. On radiation-indused segregation and the compositional dependence of swelling in Fe-Ni-Cr alloys // Effect of Radiation on Materials: 11th International Symposium. ASTM STP 782. 1982. P. 1023-1041.

101. Johnston W.G., Rosolowski J.H., Turkalo A.M. et al. An experimental survey of swelling in commercial Fe-Cr-Ni alloys bombarded with 5 MeV Ni Ions // J. Nucl. Mater. 1974. V. 54, P. 24-40.

102. Terasawa M., Proc. 1st Japanese Symp. Metal Physics and physical Metallurgy, Tokyo. // Science University of Tokyo, 1985. P. 43 52.

103. Levy V., Azam N., Le Naour L., et al. Proc. Int. Conf. Radiation Effects in Breeder Reactor Structural Materials. // Scottsdale. 1977. P. 709-725.

104. Watkin J.S., Irradiation Effects on the Microstructure and properties of Metals // STP 611.1976. P. 270^283.

105. Bates J.F., Johnston W.G., Proc. Int. Conf. Radiation-Effects in Breeder Reactor Structural Materials // Scottsdale. 1977. P.' 625-644.

106. Bates J.F., Powell R.W. Irradiation-induced swelling in commercial alloys // J. Nucl. Mater. 1981. V. 102. P. 200 213.

107. Васина H.K., Курсевич И.П., Кожевников O.A. и др., Размерная стабильность конструкционных материалов при больших флюенсах нейтронов // Атомная энергия. 1985. 59 (4). С. 265-267.

108. Николаев В.А., Курсевич И.П., Жуков ОгН. и др. Влияние состава и структурного состояния» на радиационное распухание высоконикелиевых сплавов // Атомная энергия. 1985. Т. 59 (3). С. 200-204.

109. Pechenkin V.A., Epov G.A/ The Influence of Radiation-Induced Segregstion on Precipitate Stability in Austenitic Steels // J. Nucl. Mater. 1993. V. 207. P. 303-312.

110. Garner F.A. Phase Stability during Irradiation. AIME.: Warrendale, 1981. 165 p.

111. Lee E.H., Naziacz P.J., Rowcliffe A.F. Phase Stability during Irradiation. AIME.: Warrendale, 1981.191 p.

112. Сагарадзе В.В., Лапин G.G. Нетрадиционные подходы к: сдерживанию радиационного; распухания i нержавеющих сталей;- // Физика металлов и металловедение. 1997. Т. 83: В;4. С. 129-135.

113. Отчет о научно-исследовательской работе: Послереакторные исследования«. TBG и твэлов реактора БН-600. Работоспособность тепловыделяющих элементов: сборок активной зоны, второй, модернизации 01М1. Белоярская АЭС. 2003.

114. Епанчинцев О.Г., Чистяков Ю.Д. Исследование степени совершенства, кристаллической структуры методом гидростатического взвешивания//Заводская лаборатория. 1967. № 5: С. 569-574Г.

115. Portnykh I.F., Kozlov AV., Panchenko V.L., et al. The Mechanism of Stress Influencecon Swelling 20% Cold-Worked 16Crl5Ni2MoTiMñSI Steel // J. Nucl. Maner. 2007 V. 367-370. P. 925-929.

116. Garner F.A!:,. Wolfer W.G. At models for the:.evolutions of network, dislocation'density in iiradiatedlmetals.// Effect of Radiation: omMaterials: Eleventh Conference, ASTM STP 782. 1982. P. 1073-1087.

117. Гмурман В:Е. Теория вероятностей, и математическая статистика. М.: Высшая школа, 2001. 479 с.

118. Lee E.H.,.Maziasz P.I., Rowcliffe A.F. The structure andicomposition of phase occiring in austenitic stainless steels in termal and irradiation* environments // Phase: stability during irradiation, Warrendale, PA: TMS, 1981. P. 191-218. "

119. Rowcliffe A.F., Lee E.H. High temperature radiation damage phenomena in complex alloys // J; Nuci: Mäter. 1982. V. 1109: P; 306-318.

120. Портных И;А., СагарадзеВ.В., Козлов A.B., Скрябин; JI.А. Связь характеристик радиационной пористости, развивающейся? в стали ЧС-68, с температурой и дозой нейтронного облучения // ФММ. 2002. Т. 94. В.1. С. 105

121. Расчет флюенсов; нейтронов^ и тепловыделений? в элементах конструкций реактора БН-600. Научно-технический отчет // ОКБМ, инв. № 8123/95 ОТ. Нижний Новгород. 1995.

122. Утевский JT.M: Дифракционная электронная, микроскопия в металловедении.- М., Металлургия, 1973. 584 с.

123. Целищев A.B., Коростин О.С., Буданов Ю.П., Цвелев В.В., Послереакторные исследования облученной TBC с оболочками твэлов, изготовленными по улучшенной технологии из стали ЧС68 х.д., Отчет ВНИИНМ, № 11038, 2006.

124. Уточнение нейтронных спектров реакторов; определение первичной радиационной повреждаемости, структуры: каскадов и интенсивности накопления радиационных дефектов в ГЦК металлах. Отчет «СФ НИКИЭТ-102» по дог. 88-346/02 рег.№ Ф-03.12. Заречный. 2002:

125. Расчет повреждаемости аустенитиых сталей при криогенном облучении: Отчет о НИР. Тверской государственный техническийуниверситет. Тверь. 1996.

126. Кирсанов В.В. ЭВМ- эксперимент в атомном материаловедении. М.: Энергоиздат, 1990. 303 с.

127. КозловА.В., Портных И.А., Щербаков E.H., Кинев Е.А., Панченко

128. Козлов A.B. Зависимость концентрации- точечных дефектов в аустенитной стали ЧС-68 от скорости их генерации и- температуры при нейтронном облучении // Физика металлов и металловедение. 2009.- Т. 107. № 6.1. C. 574-581.

129. Физические величины: Справочник / А.П. Бабичев, H.A. Бабушкина, А.М. Бартковский и др.: Под ред. И.С. Григорьевой, Е.З. Михайлова. М.: Энергоиздат, 1991. 1232 с.

130. Glasgow В.В., Ahmedi A.Si., Wolfer W.F., et al. Helium bubble formation and swelling in metals // J. Nucl. Mater. 1980. V. 103-104. P. 981-986.

131. Козлов A.B., Портных И.А. Связь скорости радиационного распухания с ростом и коалесценцией радиационных пор // ВАНТ, серия материаловедение и новые материалы. 2008. .В. 2(71). С. 3-13.

132. Garner F.A., Brager H.R. Swelling of austenitic iron nickel - chromium ternary alloys during fast neutron irradiation // Effect of Radiation1 on Materials: Twelfth International Symposium, ASTM STP 870, 1985. Philadelphia: P. 187-201.

133. Seran J.L. et.al. Swelling of microstructure of neutron- irradiated titanium - modified type 316 stainless steel // Effect of Radiation on Materials: Twelfth International Symposium. ASTMSTP 870. 1985. Philadelphia.?. 233-247.

134. Влияние повреждающей* дозы на температуру максимума распухания аустенитной нержавеющей стали ЧС68 при» высокодозном нейтронном облучении. Отчет ГУДП «СФ НИКИЭТ» по дог. 1090/02 per. № ф 03-1078. Заречный. 2002.

135. Формоизменение твэлов реперной ОТВС зав. № 2026 4873 03: Отчет о НИР. Белоярская АЭС инв. № 21310802 - Заречный. 2008.

136. Dimitrov С., Tenti М., Dimitrov О. Resistivity recovery in austenitic Fe-Cr-Ni Alloys neutron irradiated at 23 К // J. Phys. F: Met. Phys. 1981. V. 11. P. 753765.

137. Bulanova Т., Fedoseev A., Kalinin G., Rodchenkov В., Shamardin V. Effect of irradiation on the steel 316/LN type to 12 dpa at 400 °C // J; Nucl: Mater. 2004. V. 329-333. P.639-642.

138. Bailat C., Almazouzi R., Balac C., et al. The effects of irradiation ann testing temperature on tensile behavior of stainless steel // J. Nucl. Mater. 2000. V. 283-287. P:440-445.

139. Singh B.N., Horsewell A., Toft P. Effect of neutron irradiation on microstructure and mechanical properties of pure iron // J. Nucl. Mater. 1999. V. 271272. P.97-101.

140. Jitsukava K.S., Ioka I., Hishinuma A. Post-irradiation mechanical propertiesof austenitic alloys at temperatures below 703 К // J. Nucl. Mater. 1999. V. 271-272. P. 167-172.

141. Jitsukava S., Tamura M., van der Schaaf B. et al. Development of an extencive data base ofmechanical and physical properties for reduced-activaition martensitic steel F82H // J. Nucl. Mater. 2002. V. 307-311. P.179-1183:

142. Лившиц Б.Г., Крапошин B.C., Линецкий Я.Л. Физические свойства металлов и сплавов. М.: Металлургия, 1980. 320 с.

143. SchwirtlichI.A., Schultz A.Influence of Low Temperature Irradiation on Elasticity Modulus of FCC Materials // 1980b.- Phyil. Mag. A42. P. 613- 620.

144. Lee С., Shcei R.V. Dependence of Copper Elasticity Modulus on«Point Defect Concentration Generated by bow Temperatures Irradiation // Electrochem. Soc.Extend. Abstr. -1. P. 252- 254'.

145. Schaeublin R., Caturla M.-J., Wall M. et al. Correlation ТЕМ images,of damage in irradiated-materials to*molecular* dynamics simulations7/ J. Nucl. Mater. 2002. V. 307-311. P. 988-992.

146. Barashev A.V., Bacon D:J. and Golubov S.I. Monte Carlo Modeling of Damage Accumulation in Metals under Cascade Irradiation // J. Nucl: Mater. 2000. V. 276 P. 152-156.

147. Matsukawa Y., Zinkle S.J. Dynamic observation of the collaps process of a stacking fault tetrahedron by moving dislocations // J. Nucl. Mater. 2004. V. 329333. P. 919-923.

148. Singh B. Impacts of damage production on materials performance in irradiation environment//J. Nucl. Mater. 1998. V. 258-263. P. 18-23.

149. Лошманов Л.П. Упрочнение металлов радиационными дефектами -М.: Изд. МИФИ, 1983. 68 с.

150. Tyumentsev A.N., Korotaev A.D., Pinzhin Yu.P: Effect of internal qxidation on the microstructure and mechanical properties of vanadium alloys // J. Nucl. Mater. 2007. V. 367-370. P. 853-857.

151. Гольдштейн М.И Дисперсионное упрочнение низколегированных конструкционных сталей //МиТОМ. 1975. № 11. С. 50-58.

152. Коротаев А.Д:, Тюменцев А.Н., Суховаров В.Ф. Дисперсионное упрочнение тугоплавких материалов. Новосибирск: Наука. Сиб. Отделение, 1989.211 с.

153. Pechenkin V.A., Epov G.A. Analitical expressions for steady-state component profiles of irradiated substitutional alloys nea poin defect sinks // J. Nucl. Mater. 1992. V. 186. P. 269-276.

154. Печенкин В. А., Эпов Г. А. Анализ влияния облучения на устойчивость выделений М2зСб на границах зерен в аустенитных нержавеющих сталях // Физика металлов и металловедение. 1992. № 7. С. 74-77.

155. Pechenkin V.A., Epov G.A. The influence of radiation, induced segregation on precipitate stability in austenitic steel // J. Nucl. Mater. 199. V. 3207. P. 303-312.

156. Pechenkin V.A., Epov G.A». Radiation induced segregation and precipitate stability in austenitic steel // Plasma devises and operation 1994. V. 3. P. 131-138.

157. Печенкин B.A., Эпов Г.А. Сегрегационный фактор предпочтения стоков точечных дефектов в= облученных двойных сплавах замещения // Металлы. 1996. № 5. С. 87-92.

158. Pechenkin* V.A., Epov G.A Analysis of growth rates in the matrix and at precipitates in irradiated alloys // J. Nucl. Mater. 1996. V/ 233-237. P. 1009-1015.

159. Блохин А.И., Демин H.A., Леонтьева-Смирнова M.B., Потапенко M.M., Чернов В.М. Активация и трансмутация конструкционных материалов в различных нейтронных полях // ВАНТ, сер. Металловедение и новые материалы. 2006. В. 1(66). С. 88-94.

160. Паршин A.M., Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стабильных сталей и сплавов. Челябинск, Металлургия, 1988. 286 с.

161. Shcherbakov E.N., Kozlov A.V., Yagovitin P.I. et al. Influence of damage rate on swelling and physical-mechanical properties of 18Cr-9Ni austenitic steel in the range of 3 x 10"9 to 4 x 10"8 dpa/s // J'. Nucl. Mater. 2009. V. 386-388. P. 153-156.

162. Garner F.A., Gelles D.S. Neutron Induced Swelling of Commercial Alloys at Very High Exposures. Proceedings of Symposium* on Effect of Radiation on Materials: 14th Int. Symposium. ASTM STP 1046. 1990. V. II. P.673-683.

163. Harries D.R. Neutron irradiation-induced embrittlement in type 316 and other austenitic steels and alloys // J. Nucl. Mater. 1979. V. 82. P. 2-21.

164. Неустроев B.C., Голованов-B.Hi, Повстянко A.B., Шамардин B.K. Изменение механических свойств стали 0Х16Н15МЗБ в температурном интервале радиационного распухания // Препринт. НИИАР-30(711). М.: ЦНИИатоминформ, 1986.

165. Neustroev V.S., Garner F.A. Very high swelling and embrittlement observed in Fe-18Cr-10Ni-Ti hexagonal fuel wrapper irradiated in BN-60 fast reactor // J. Nucl. Mater. 2008. V. 378. P. 327-332.

166. Neustroev V.S., Garner F.A. Severe embrittlement of neutron irradiated austenitic steel arising from high void swelling // J. Nucl. Mater. 2009. V. 386. P. 157-160.

167. Влияние облучения на свойства сталей при криогенных температурах: Отчет о НИР СФ НИКИЭТ-102, инв.№ Ф.03.865. Заречный, 1991.

168. Аверин Е.Б., Костоусов И-М;, Серовикова E.Bi, Щербаков Е.Н. Методики и оборудование: для исследованиям физико-механических свойств.// •ВАНТ, серия: Дцерная*техншсашстехнолопга^1>992^.' 3,.G. 43т5.К.

169. Исследование твэлов TBC Ц-63, M-l 15 реактора БН-600. Отчет СФ НИКИЭТ, № Ф-05.763. Заречный. 1989.

170. Анализ состояния конструкционных материалов после эксплуатации в реакторе БН-600. i Отчет СФ> НИКИЭТ,. № < Ф^ОЗ :880i Заречный: 1992.

171. Исследование твэлов ТВС 1917137489 реактора БН-600. Отчет СФ НИКИЭТ, № Ф.03:939. Заречный. 1994.

172. Исследование материалов твэлов ТВС 2026170891 реактора БН-600. Отчет СФ НИКИЭТ, № Ф.03.952. Заречный. 1996.

173. Исследование твэлов штатных ТВС с высоким выгоранием; во всемtрабочем интервале температур с целью определения предельного ресурса эксплуатации. Отчет СФ НИКИЭТ, № Ф.03.979. Заречный. 1998.

174. Исследование твэлов негерметичной;ТВС 3367 после эксплуатации в реакторе БН-600. Отчет ГУДП «СФ НИКИЭТ», № Ф-03.999 по дог. № 885/99. Заречный. 1999.

175. Изучение и проведение: анализа, твэлов TBC, которые имели отклонения от базового режима эксплуатации: Отчет ГУДП «СФ НИКИЭТ», №:Ф^03.10Г6;по»дог. №»971У2000?Заречныш 2000;

176. Исследование твэлов-ТВС после эксплуатации в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокампаний; Отчет ГУДП «СФ НИКИЭТ», № * Ф-03; 1058 по дог. № 1012/01. Заречный: 2001.

177. Г.Исследование твэлов TBC после эксплуатации в реакторе БН-600 в течение 560 эффективных суток. Отчет ФГУП1 «ИРМ», №?Ф-03.1106 по дог. № 1265/05. Заречный 2005.

178. Scher Н., Zallen R. Critical density in percolation processes // J. Ghem. Phys. 1970. V. 53. P. 3759-3761.

179. Kurkijarvi J: Conductivity in random systems. II. Finite-size-systems percolation // Phys. Rev. B. 1974. V. 9.- P. 770-774.

180. Портных И.А., Козлов A.B., Скрябин: JI. А. Размерные характеристики'ансамбля радиационных пор в холоднодеформированной стали Х16Н15М2Г, облученной высокими флюенсами нейтронов»// Перспективные материалы 2002. № 2. С. 50-55.

181. Портных И.А., Сагарадзе В .В., Козлов А.В., Скрябин Л.А. Связь характеристик радиационной* пористости, развивающейся в стали ЧС-68, с температурой и дозой* нейтронного- облучения- // Физика металлов и металловедение. 2002. Т. 94, В. 1. С. 105-112.

182. Balachev Yu.I., Kozlov A.V., Shcherbakov E.N., Portnykh I.A., Garner F.A. Influence of radiation-induced voids and» bubbles on physical, properties of austenitic structural alloys // J*. Nucl. Mater. 2004. V. 329-333: P. 617-620.

183. Распухание образцов оболочек из стали ЧС68, облученных в реакторе БН-600