Козлов, Александр Владимирович. Эволюция радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном облучении и их влияние на физико-механические свойства

Краткое описание

Козлов, Александр Владимирович. Эволюция радиационных дефектов в аустенитных сталях при нейтронном облучении и их влияние на физико-механические свойства : диссертация ... доктора технических наук : 05.16.01 / Козлов Александр Владимирович; [Место защиты: Ин-т физики металлов УрО РАН].- Заречный, 2010.- 356 с.: ил. РГБ ОД, 71 11-5/266

Открытое акционерное общество «Институт реакторных материалов»
(ОАО «ИРМ»)
На правах рукописи УДК 539.2:[669.14.018.8: 621.039.531]
05201150439
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
Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук

Екатеринбург-Заречный-2010
ОГЛАВЛЕНИЕ
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 03X16H15M3T1 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- 58
2.3 Миграция междоузлий в облученной при 77 К аустенитной^ стали 03Х20Н 16АГ6 при нагреве до комнатной температуры 66
2.3.1 Вероятностный метод нахождения среднего диффузионного • времени достижения точечными дефектами определенного вида стоков 67
2.3.2 Уход междоузлий на поверхность тела 69
2.3:3 Уход междоузлий на границы зерен 69
2.3.4 Уход междоузлий на дислокации 70
2.3.5 Рекомбинация в кристаллической матрице 71
2.3.6 Рекомбинация в кластерах 71
2.3.7 Миграция междоузлий на все стоки 71
Заключение к главе 2 77
3 Образование и. эволюция радиационных дефектов в аустенитных сталях при низкотемпературном нейтронном- облучении 80
Обзор имеющихсятредставлений 80
311 Экспериментальные исследования радиационных дефектов, образующихся в аустенитной стали ЭИ-844 и модельных ГЦК материалах при низкотемпературном низкодозном нейтронном облучении 89
3.2 Модель эволюции радиационных дефектов в ГЦК материалах при низкотемпературномнейтронном облучении 101
3.2.1 Рекомбинация междоузлий в кластере 103
3.2.2 Рекомбинация междоузлий и накопление вакансий в 106 кристаллической матрице
3.2.3 Накопление вакансионных кластеров 107
3.2.4 Образование межузельных дислокационных петель 108
3.2.5 Расчет характеристик дефектов, накапливающихся в стали
при низкотемпературном нейтронном облучении 111
3.3 Анализ экспериментальных данных с использованием
модели эволюции радиационных дефектов в ГЦК материалах при низкотемпературном нейтронном облучении
122
124
126
137
142
166
181
188
191*
198
202
206
208
217
Заключение к главе 3 4 Эволюция радиационных дефектов, образующихся в аустенитных сгаляхприсреднетемпературномвысокодозном облучении
Обзор имеющихся представлений
4.1 Исследования радиационного распухания аустенитных сталей при высокодозном нейтронном облучении в реакторах на быстрых нейтронах
4.1.1 Исследования* стали ЧС68 после облучения в реакторе БН-6001
4.1.2 Исследования стали ЭП-150 после облучения в реакторе' БН-600*
4.2 Модель образования и эволюции, радиационных дефектов^ при среднетемпературном нейтронном облучении стали
4.2.1 Расчет стационарных концентраций вакансий и междоузлий в стали ЧС68 на инкубационной стадии распухания
4.2.2 Зависимость критического диаметра зародыша пор в аустенитной стали ЧС68 от температуры нейтронного облучения
4.2.3 Модель коалесценции пор
4.2.4 Анализ экспериментальных результатов изменения характеристик пористости-стали ЧС68
4.2.5 Расчет скорости распухания аустенитных сталей на установившейся стадии
4.3 Эмпирическая зависимость распухания стали ЧС68 от повреяедающей дозы.
Заключение к главе 4 
5. Влияние радиационных, дефектов, образующихся при* нейтронном облучении, на физико-механические свойства
220
222
226
226
234
247
247
263'
281
284¬
291
294
297

Список литературы

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 G-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 ЧС68 при: облучении; ві реакторе БН-600- которые в диапазоне; температур облученияют 623 до?828*Д составляют от 0,93 до >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* сталщЧС68 пр№ 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. .
• G использованием экспериментальных результатов исследований облученной стали 4G68 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