Исследование и обоснование радиационного ресурса внутрикамерных узлов термоядерных реакторов тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.13 ВАК РФ

На правах рукописи УДК 621.039.6

ФАБРИЦИЕВ Сергей Анатольевич

ИССЛЕДОВАНИЕ И ОБОСНОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА ВНУТРИКАМЕРНЫХ УЗЛОВ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

01.04.13 - электрофизика, электрофизические установки 05.02.01 - материаловедение (машиностроение)

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Санкт-Петербург - 2004

Работа выполнена в ФГУП «Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова», г. Санкт-Петербург

Научный консультант: заслуженный деятель науки и техники РФ, академик АИН РФ, доктор технических наук, профессор Паршин A.M.

Официальные оппоненты:

академик АИН РФ, доктор технических наук, профессор Карзов Г.П. доктор физико-математических наук, профессор Калин Б.А доктор технических наук, старший научный сотрудник Кириллов И.Р.

Ведущая организация: ФГУП "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля", г. Москва

Защита состоится_

_2004 года в_

часов

ЗОмии

на заседании диссертационного совета Д.201.006.01 при Научно-исследовательском институте электрофизической аппаратуры им Д.В. Ефремова в помещении Дома ученых НИИЭФА (196641, Санкт-Петербург, п. Металлострой, ул. Полевая, д. 12).

С диссертацией можно ознг*—~~ ~ ~хеке НИИЭФА Автореферат разослан 2004 года

Ученый с е к р е . диссертат \ J

докторгехнических наук, профессор к е й л о И.А

ОБШДЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы

Развитие атомной энергетики на современном этапе требует создания источников энергии с высокой удельной мощностью, при этом не создающих высокотоксичных радиоактивных изотопов. Одним из способов достижения этой цели является создание реакторов управляемого термоядерного синтеза. Россия, США, Япония и Европейское сообщество (ЕС) создали проект интернационального термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), целью которого является создание термоядерного реактора (ТЯР), способного достигнуть параметров плазмы, обеспечивающих получение энергии за счет термоядерной реакции.

ИТЭР представляет собой грандиозное сооружение. Диаметр установки превышает 30 м, а высота 20 м. Соответственно, общий вес используемых конструкционных материалов превышает 20 тысяч тонн. Так как конструкционные материалы ИТЭР эксплуатируются в условиях воздействия нейтронного облучения, высоких тепловых и механических нагрузок, то требования к свойствам материалов высоки. К наиболее сложным задачам относится обоснование ресурса узлов ТЯР с высокими тепловыми нагрузками (дивертор, лимитер, первая стенка). Основой таких элементов будут трехслойные композиции типа W(Be)//CU//SS. Обоснование ресурса сложных многослойных соединений требует как оценки работоспособности самих материалов, составляющих элемент, так и определения качества соединения в зоне спая. Одной из главных специфических проблем для ТЯР является то, что в целом ряде компонентов (дивертор, лимитер) имеется очень мощный тепловой поток до 5 МВт/м2. Такой тепловой поток отвести, используя традиционные материалы, например, аустенитные стали просто невозможно. В связи с этим, начиная с 1986 г., в мире начали активно рассматривать возможности использования в качестве конструкционных материалов первой стенки и дивертора ТЯР сплавы на основе меди, обладающие высокой прочностью и теплопроводностью. Первые эксперименты, выполненные в США, показали, что сплавы меди имеют достаточно высокую радиационную стойкость, в первую очередь к распуханию. На этом основании был сделан предварительный вывод, что сплавы меди, в принципе, имеют перспективу для использования в энергонапряженных узлах ТЯР.

Анализ имеющейся базы данных по свойствам высокопрочных сплавов меди позволил выделить три основные задачи, которые необходимо было решить для обоснования возможности использования сплавов меди в ИТЭР.

Во-первых сплавы меди исторически использовались в основном как электротехнические материалы и инженерных свойствах,

РОС НАЦИОНАЛЬНАЯ

pur: nuntrvi

таких как усталость, ползучесть, практически отсутствовали. Крайне скудна была и база данных по прочности и пластичности таких материалов в интервале температур эксплуатации 100-400°С. Очевидно было, что в ходе работ необходимо было получить данные по этим свойствам и, кроме того, понять, как технология изготовления элементов влияет на служебные характеристики сплавов меди.

Вторая задача являлась еще более сложной. Так как сплавы меди будут работать в нейтронном поле, необходимо было обосновать и радиационную стойкость этого класса материалов. Учитывая тот факт, что база данных по радиационной стойкости сплавов меди практически отсутствовала, то в течение очень короткого срока, за 5-10 лет, требовалось создать для сплавов меди приемлемую базу данных по влиянию облучения при температурах 50-350°С и в интервале доз 0.1-2 смещения на атом (сна) на основные механические свойства материалов.

Третьей важнейшей и также абсолютно новой задачей было обоснование ресурса соединений типа медь//сталь для первой стенки и дивертора ИТЭР. Так как систему охлаждения предполагается изготавливать из стали 316 L(N), то конструкция реактора предполагает использование в энергонапряженных узлах биметаллических структур типа медь//сталь. Для соединения сплавов меди со сталью предполагалось использовать разнообразные методы: высокотемпературную пайку, горячее изостатическое прессование (ГИП), сварку трением, сварку взрывом. Сразу следует заметить, что использование таких соединений в элементах, подверженных большим тепловым и механическим нагрузкам, тем более под облучением, являлось новой, практически не исследованной задачей. Такое соединение должно иметь высокую сопротивляемость усталости, хорошую сопротивляемость росту трещин, высокую радиационную стойкость.

Для решения этих задач был выполнен комплекс экспериментальных и расчетных исследований радиационной стойкости материалов и соединений для ИТЭР, представленный в настоящей диссертации. Основные результаты были получены в специализированной лаборатории "Радиационной стойкости материалов" НТЦ «Синтез», НИИЭФА им. Д.В. Ефремова.

Эти исследования стали составной частью обширных работ проводимых в НИИЭФА, НИКИЭТ, НИИАР, РНЦ "Курчатовский институт", ФЭИ, ВНИИНМ и других предприятиях в обеспечение выполнения Россией задач по обоснованию ресурса материалов для ИТЭР (задачи ИТЭР Т13, Т213, Т507).

Работы выполнялись в соответствии с планами НИОКР по следующим программам:

-Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР" на 2002-2005 годы (постановление Правительства Российской Федерации № 604 от 21 августа 2001 года).

-Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1999-2001 годы (постановление Правительства Российской Федерации № 1417 от 1 декабря 1998 года).

-Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1996-1998 годы (постановление Правительства Российской Федерации № 1119 от 19 сентября 1996 года).

Теоретической основой, на которой базировалась данная работа, явились идеи и методические разработки ученых в области создания установок для управляемого термоядерного синтеза, радиационного материаловедения, технологии сплавов меди: В.А. Глухих, И.В. Горынина, В.Ф.Зеленского, Б.А. Калина, Г.П. Карзова, Ю.В. Конобеева, И.СЛупакова, И.М. Неклюдова, А.М. Паршина, П.А. Платонова, В.М. Розенберга, В.В.Рыбина, Ю.Н. Сокурского, В.А Цыканова, В.Д. Ярошевича, С. Зинкла, Б. Сингха и др.

Цель работы

Целью работы являлось обоснование ресурса материалов и соединений для узлов ИТЭР с высокими тепловыми нагрузками (дивертор, лимитер, первая стенка). Для осуществления этой задачи предполагалось:

• Выделить ключевые проблемы, ограничивающие ресурс материалов' и соединений для элементов ИТЭР.

• Провести эксперименты по облучению в реакторах с целью оценки радиационного ресурса сплавов и соединений для элементов с высоким тепловым потоком для ИТЭР.

• Выполнить специальные эксперименты по облучению в реакторах, чтобы воспроизвести специфические для ТЯР факторы радиационного повреждения (жесткий нейтронный спектр, высокий темп накопления гелия, высокий темп накопления твердых трансмутантов).

• Оценить воздействие радиационного повреждения и накопления трансмутантов на комплекс основных физико-механических свойств исследованных материалов.

• Установить основные закономерности влияния технологии изготовления и факторов эксплуатации (включая радиационное повреждение) . на работоспособность материалов и соединений ТЯР.

з

Научная новизна

1. В работе впервые экспериментально исследовано влияние различных технологий изготовления элементов ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой на комплекс физико-механических свойств сплавов меди и соединений медь//сталь.

2. Впервые проведен комплекс экспериментальных исследований радиационной стойкости сплавов меди и соединений медь//сталь для ИТЭР и установлены основные закономерности изменения физико-механических свойств материалов и соединений под облучением. Впервые получены дозные зависимости изменения основных механических свойств для сплавов меди и соединений типа медь//сталь в интервале температур 150-300°С и доз нейтронного облучения 0.2-3 сна.

3. Впервые получены экспериментальные оценки воздействия высокого темпа накопления трансмутантов, на радиационную повреждаемость сплавов меди.

Продемонстрировано определяющее влияние трансмутантного гелия на распухание дисперсно-упрочненного сплава меди GШCopAl25 Ю (Ю - сплав удовлетворяющий спецификации ИТЭР).

Впервые экспериментально исследовано влияние ресурсных концентраций гелия на охрупчивапие сплавов меди и показано, что сплавы меди вплоть до концентраций гелия 150 аррм и ТИСЛ~800оС сохраняют удовлетворительную пластичность.

Впервые получены экспериментальные оценки влияния трансмутантных № и /и на тепло- и электропроводность сплавов меди при дозах облучения до 3 сна.

4. Впервые проведены исследования низкотемпературной внутриреакторной ползучести сплава меди и показано, что при Тобл~90°С ползучесть под облучением превышает термическую в 10 раз.

5. Разработаны и впервые экспериментально апробированы методы восстановления свойств облученных сплавов меди и соединений. Показано, что промежуточный отжиг облученных нейтронами образцов восстанавливает пластические свойства сплавов меди до уровня 50-80% от исходных. Впервые получены данные по эффективности режимов отжига вплоть до ресурсных доз - 2 сна. Впервые выполнен эксперимент по оценке влияния режима облучение -отжиг - облучение на эффективность восстановления свойств материалов. Показано, что не происходит суммирования повреждения в цикле, а значит, отжиг можно эффективно проводить многократно.

Практическая значимость работы

Результаты экспериментальных исследований и сделанные на их основе выводы легли в основу выбора и обоснования работоспособности сплавов меди и соединений типа медь//сталь для разрабатываемого реактора ИТЭР и вошли в технический проект ИТЭР. Основные результаты по влиянию технологии изготовления на свойства материалов и по оценке радиационной стойкости сплавов меди и их соединений вошли в отчеты по заданиям ИТЭР Т13 и Т213,

Т507, выполненные в РФ для обоснования ресурса материалов ИТЭР. Полученные в работе данные по свойствам материалов и соединений ИТЭР вошли в "Справочник по свойствам материалов ИТЭР" и "Рекомендации по оценке свойств материалов" и используются конструкторами при расчетах на прочность элементов ИТЭР.

Выполненные в работе экспериментальные исследования позволили продемонстрировать преимущество сплава Си-Сг-/г Ю перед всеми другими кандидатными сплавами по критериям сопротивляемости к радиационному охрупчиванию, распуханию и ползучести.

Изготовленные в России методом ГИП соединения Си-Сг-/гЮ//316ЦК), показали наилучшие пластические свойства после облучения по сравнению со всеми исследованными соединениями.

Полученные в работе результаты послужили основой для выбора качестве основного сплава меди Сц-Сг-/г Ю, а в качестве основного типа соединения Си-Сг-2гЮ//316ЦМ) (ГИП).

Основные результаты и положения, выносимые на защиту

1. Разработка основных принципов расчетно-экспериментального анализа ресурса материалов и соединений элементов дивертора и первой стенки ИТЭР. Схемы анализа напряжений и деформаций в сложных композитных элементах ИТЭР, учитывающие влияние облучения на свойства материалов.

2. Комплекс работ по оптимизации материаловедческого решения создания работоспособных соединений типа медь//сталь и выбор наиболее эффективного решения. Разработка технологии создания методом горячего изостатического прессования (ГИП) соединений типа Си-Сг-/гЮ//316ЦК), показавших максимальную радиационную стойкость среди всех соединений.

3. Методология исследований радиационной стойкости сплавов на основе меди. Комплекс исследований радиационной стойкости сплавов Си-Сг-/г Ю и вМСорА125 Ю в интервале температур 80-350°С и доз облучения 0.1-5 сна. Исследования радиационного распухания сплавов меди. Экспериментальные оценки влияния высокого темпа накопления гелия, типичного для ИТЭР, на распухание сплавов меди. Исследования влияния нейтронного облучения на электропроводность сплавов меди. Исследования внутриреакторной ползучести дисперсноупрочненного сплава МАГТ0.2.

4. Основные закономерности влияния нейтронного спектра, накопления гелия и твердых трансмутантов на главные эффекты радиационного повреждения сплавов меди (низкотемпературное и высокотемпературное радиационное охрупчивание, упрочнение, падение теплопроводности) в широком диапазоне доз повреждения, концентраций трансмутантов и температур облучения.

5. Комплекс исследований радиационной стойкости соединений типа Си-Ст-Хт Ю//316Ь(И) и СИс1СорА125 Ю//316ЦЫ) в интервале температур

облучения 15О-30О°С и доз 0.2-2 сна. Оценки влияния технологии создания биметаллических структур типа медь//сталь (ГИП, сварка трением, сварка взрывом) на свойства соединений, включая их радиационную стойкость.

6. Экспериментально апробированные методы восстановления свойств облученных до 2 сна сплавов меди и соединений путем промежуточного отжига. Экспериментальная демонстрация отсутствия накопления радиационного повреждения в цикле "облучение-отжиг-облучение".

7. Экспериментально-аналитические зависимости, описывающие закономерности «влияния температуры и дозы облучения на основные механические

характеристики материалов, используемые при расчетах напряженно-деформированного состояния компонентов ИТЭР.

Достоверность полученных результатов обеспечивается: использованием современных методик исследований (просвечивающая и растровая электронная микроскопия, микрорентген ос пектральный анализ, масс-спектрометрия);

сравнением результатов экспериментов с расчетными оценками; проведением перекрестных испытаний материалов вместе с другими участниками проекта ИТЭР (Оак Риджской Национальной лабораторией, Тихоокеанской Национальной лабораторией, США);

большим количеством испытываемых образцов, что обеспечило получение статистически обоснованных данных.

Личный вклад автора является основным на всех этапах планирования,

проведения и анализа результатов экспериментов. Ответственностью автора являются: разработка стратегии исследований, оценка влияния режимов термомеханической обработки на свойства сплавов и соединений; разработка методологии исследований физико-механических свойств и структуры сплавов меди и соединений типа медь//сталь; разработка стратегии облучательных экспериментов, выбор режимов облучения.

Автор выполнил обобщение результатов исследований, сформулировал основные закономерности влияния радиации на ресурс сплавов меди и соединений.

Совокупность результатов выполненных исследований является решением крупной научно-технической проблемы: «Обоснование радиационного ресурса внутрикамерныхузлов термоядерныхреакторов», имеющей принципиальное значение для создания основ термоядерной энергетики.

Апробация работы

Полученные в работе результаты представлялись на: 6-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Стреза, Италия, 1993); 7-й

б

Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Обнинск, Россия, 1995); 18-м Международном симпозиуме «Влияние облучения на свойства материалов» (Хаяннис, США, 1996); 5-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» (Санкт-Петербург, 1997); 5-й Международной конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, Россия, 1997); ИАЕ совещании по бериллию (Мито, Япония, 1997); 8-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Сендай, Япония, 1997); 19-м Международном симпозиуме «Влияние облучения на свойства материалов» (Сиэтл, США, 1998); 6-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» (Санкт-Петербург, Россия, 1999); 9-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Колорадо, США, 1999); 6-ой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, Россия, 2000); 10-м Межнациональном совещании «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, Украина, 2000); 10-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Баден-Баден, Германия, 2001); 12-м Межнациональном совещании «Радиационная физика твердого тела» (Севастополь, Украина, 2002); 7-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» (Санкт-Петербург, 2002); 7-ой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, Россия, 2003).

Публикации

По теме диссертации всего опубликованы 63 статьи, основное содержание представлено в 46 статьях, список которых дан в конце автореферата.

Структура диссертации

Диссертация изложена на 358 страницах машинописного текста, содержит 137 иллюстраций, 20 таблиц и список литературы из 252 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность темы диссертации, формулируется цель работы, научная новизна, положения, выносимые на защиту, практическая ценность результатов.

Первая глава посвящена анализу проблемы, определению ключевых факторов, контролирующих ресурс элементов ИТЭР, представлены требования к элементам ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой).

В первом разделе рассмотрены конструкция и системы ИТЭР, предстаблены варианты конструкций первой стенки, дивертора и лимитера.

Во втором разделе рассмотрены условия эксплуатации элементов конструкции, материалов и соединений в узлах ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой, проанализированы уровни нагружения, величины нейтронной нагрузки в период эксплуатации.

В третьем и четвертом разделах проанализирован возможный спектр материалов и соединений, отвечающих требованиям предъявляемым к элементам ИТЭР. Проведен сравнительный анализ перспектив сплавов меди упрочненных фазами выделений и дисперсными частицами для применения в ИТЭР. Продемонстрировано, что требования, предъявляемые условиями эксплуатации сплавов меди в диверторе ИТЭР, находятся почти на пределе возможностей материалов. Показано, что база данных для кандидатных сплавов меди нуждается в существенном пополнении по усталости, ползучести в необлученном состоянии. Проанализированы способы создания соединений типа медь//сталь для элементов с высокой тепловой нагрузкой. Рассмотрены различные аспекты влияния технологии изготовления и условий эксплуатации на свойства соединений используемых в узлах ИТЭР.

Систематизированы основные существующие теоретические представления и экспериментальные данные по радиационной повреждаемости чистой меди. Проанализированы специфические проблемы влияния нейтронного спектра ТЯР на радиационное повреждение, накопление трансмутантов в сплавах меди. Продемонстрировано, что накопленный к 1990 г. базис данных по радиационной стойкости сплавов меди был получен практически исключительно в реакторах на быстрых нейтронах, при Тобл~380 - 450°С, то есть температурах заметно выше, чем температура эксплуатации сплавов меди в узлах ИТЭР (80 - 350°С).

В пятом разделе обоснованы цели, задачи диссертационной работы и представлены пути их решения. Показано, что для обоснования технологического и радиационного ресурса перспективных сплавов меди необходимо: выделить главные факторы, ограничивающие ресурс материалов и соединений для элементов ИТЭР;

-провести облучательные эксперименты с целью оценки радиационного ресурса сплавов и соединений;

-выполнить специальные облучательные эксперименты, позволяющие воспроизвести специфические для ТЯР параметры радиационного повреждения (высокий темп накопления гелия, высокий темп накопления твердых трансмутантов); -

оценить влияние радиационного повреждения и накопления трансмутантов на комплекс основных физико-механических свойств исследованных материалов и соединений;

- установить основные закономерности воздействия технологии изготовления и факторов эксплуатации (включая радиационное повреждение) на работоспособность материалов и соединений ТЯР.

Во второй главе рассмотрена методология проведения экспериментальных и расчетных исследований. Элементы и соединения для узлов ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой создавались методами горячего изостатического прессования

(ГИП), сваркой трением, сваркой взрывом. Из этих элементов изготовлялись образцы для исследования физико-механических свойств и структуры материалов и соединений.

Материалы исследования

В работе исследовались основные кандидатные сплавы меди для ИТЭР: упрочненный фазами выделений сплав Сц-Сг-/г Ю и упрочненный дисперсными частицами оксидов сплав вШСорАШ Ю. Кроме того, исследовались альтернативные высокопрочные сплавы меди БРБ2, Си-№-Ве, Си-№-Сг-81, упрочненный оксидами сплав МАГТ0.2, а также чистая медь. В работе исследовались соединения типа

МЛТТ0.2//316Ь(№), изготовленные по различным технологиям - ГИП, сваркой трением, сваркой взрывом. Составы основных базовых сплавов и режимы термообработки сплавов и соединений приведены в таблицах 1 и 2.

Эксперименты по облучению материалов и соединений проводились в реакторах СМ-2, РБТ-6 (НИИАР). Образцы облучались в герметичных ампулах, заполненных гелием. Температура облучения контролировалась термопарами. Для управления темпом накопления гелия и твердых трансмутантов в ряде экспериментов в ампулы устанавливались экраны, уменьшающие поток тепловых нейтронов на образцы.

Проводилось исследование механических свойств базовых сплавов и соединений при испытаниях на растяжение, ползучесть, усталость. Исследовалось влияние термообработки на электропроводность материалов. Были выполнены исследования структуры материалов методами оптической и просвечивающей электронной микроскопии (ПЭМ), а также исследования характера разрушения материалов и соединений методами растровой электронной микроскопии (РЭМ). Химический состав материалов определялся методами стандартного химического количественного анализа, а для примесей с малым содержанием с помощью Оже спектроскопии. Накопление гелия в облученных материалах определялось методом масс-спектрометричсского анализа. Концентрация накопленных N1 и /и в облученных материалах измерялась с помощью рентгеновского спектрального микроанализа. Были выполнены расчеты темпа накопления трансмутантов в материалах для всех облучательных экспериментов.

Расчеты напряженно-деформированного состояния исходных и облученных образцов соединений проводились с помощью специально разработанной модели с использованием программы Л№У8. В модель закладывались свойства исходных и облученных материалов, полученные в настоящей работе.

Таблица 1. Химический состав исследуемых материалов

Сплм Состояние Химический с оста я. вес. % Те мообработка Старение

Си Сг Zr Р Л1 Fe Ni u Ti

Си-Сг-Сг Ю (БА+ае«)) закалка Нтарение ОСНО ва 0.85 0.09 <0.001 0.003 0.002 0.002 <0.0001 - выдержка при 970°С, 20 мни, закалка в воду 475°С, 2 ч

CHdCopAl25 . IG (СК+апп) поперечная прокатка +ОТЖИГ ОСНО ва 0.01 - <0.001 0.25 а виде AbOj 0.003 0.003 0.018 - прокатка поперек ♦отжиг 1000°С, 1 ч

MA I T 0.2 экструдирова нный ОСНО ва 0.06 - <0.001 0.22 в виде AI2Oj 0.018 0.002 <0.0001 0.14 экструзия

Таблица 2. Режимы изготовления соединений

Материал Термообработка Соединение, страна изготовитель Метод создания соединения Режим ГИП

Первое поколение соединений

МАРТ 0.2 (РФ) Экструдированиый МАГТ0.2/316 ЦК) (РФ) ГИП 1000°С 1.5 ч 130 МПа

3I6L(N) отжиг 1050°С, 30 мии

Cu-Cr-Zr (РФ) выдержка при 970°С, 20 мин, закалка в воду+старенне 475°С, 2 ч Си-Сг-гг/з1бцм) (РФ) ГИП 1000°С 1.5 ч 120 МПа

316 L(N) отжиг 1050°С, 30 мин

GlidCop А125 ГИП компактированный из порошка ГИП метолом вМСор А125 ГИП/316ЦЫ) (Европа) пш 980°С 2 ч 100 МПа

316 L(N) (Европа) отжиг 1050°С, 30 мик

GlidCop All J ГИП компактированный из порошка ГИП методом йШСор А115 ПШ/316 53 (США) ГИП 970°С 1.5 ч ПОМПа

316 SS (США) отжиг Ю20°С. 1 ч.

GlidCop AllS Экструдированиый ОМСор АИ5/316 вв (США) сварка взрывом

316 SS (США) отжиг 1020°С. I ч.

GlidCop A125 Экструдированиый вЫСор А125/316 1. (Япония) сварка трением

316 L (Япония) отжиг 1040°С, 1 ч.

Второе поколение соединений

GlicCopAI25 IG прокатка поперек +отзкиг 1000"С, 1ч GlidCopA125/3l6 ЦН) ГИП (РФ) П1П 1000°С, 70 мшь 140 МПа

316 L(N) отжиг 1050°С, 30 мин

Cu-Cr-Zr IG I выдержка при 970°С, 20 мин, закалка в воду+старение 475°С, 2 ч Cu-Cr-Zr/316 L(N) ГИП2 (РФ) ГИП 1000°С, 70мии. 140 МПа

316 L(N) отжиг 1050<>С, 30 мин

GlidCop AOS IG прокатка поперек +отжиг 1000°С, 1ч GlidCop А125/316 L(N) ГИП (Европа) ГИП 920°С, 3 ч 100 МПа

316 L(N) (Европа) отжиг 1050°С, 60 мин

GlidCop A125 IG прокатка поперек +отжиг 980°С, 1 ч GlidCop A125/3I6L ГИП (Япония) ГИП 1050°С,2ч 150 МПа

316 L (Япония) отжиг 1040°С, 1 ч.

В третьей главе рассмотрено влияние технологии изготовления элементов с высокой тепловой нагрузкой для ИТЭР на структуру и свойства материалов.

В настоящее время для ИТЭР основным способом изготовления многослойных соединений выбрано горячее изостатическое прессование (ГИП).

Первые эксперименты показали, что создание элементов методом ГИП с использованием порошка (как для стали, так и для сплавов меди) позволяет получить изделие сложной конфигурации в один цикл без последующей обработки. Кроме того, можно провести две технологические операции (компактирование сплава GKdCopA125 и присоединение его к заготовке стали) в один цикл ГИП, что удешевляет технологию и исключает многократный нагрев элементов. Как альтернативный способ создания соединений также использовался метод ГИП твердых пластин - медь к стали. В работе были исследованы соединения полученные методом ГИП для элементов первой стенки и дивертора ИТЭР, созданные в РФ, Европе, США и Японии. Температура ГИП составляла от 900 до 1030°С, продолжительность 1-2 часа, давление 100-150 МПа. Полученные фрагменты макетов использовались как образцов непосредственно из соединений, включающих зону спая, так и для изготовления образцов самих базовых материалов, составляющих соединения.

Были выполнены измерения механических свойств базовых сплавов меди, составляющих соединения, построены зависимости механических свойств от температуры и скорости испытания. Вначале все базовые сплавы исследовались в оптимизированном состоянии ^-^^г Ю (SA+aged); GlidCopA125 Ю (CR+annealed). Затем изучались образцы, вырезанные непосредственно из соединений, что позволило определить уровень деградации механических свойств сплавов в ходе термической обработки при создании соединений.

Исследования свойств на растяжение сплава GlidCopA125 Ю (CR+annealed), показали, что сплав в оптимизированном состоянии достаточно изотропен по свойствам. Только образцы, вырезанные в Z-направлении, поперек толщины пластины показали небольшое (~40 МПа) падение предела текучести.

Для образцов, прошедших двукратный цикл ГИП в пластине, прочностные свойства уменьшились на 50 МПа по сравнению с оптимизированным состоянием. При этом полное удлинение в Z-направлении при Тисп=300°С падает в два раза. Свойства сплава GHdGэpA125 Ю (ГИП из порошка) близки к свойствам сплава GlidCopA125 Ю (ГИП в твердой пластине). Сплав Cu-Cr-Zr Ю, напротив, изотропен по свойствам. ГИП обработка резко снижает его прочностные свойства. Последующее за ГИП быстрое охлаждение и старение соединения может восстановить предел текучести Cu-Cr-Zr Ю до уровня ~ 80% от исходного.

Исследования малоцикловой усталости базовых сплавов позволили заключить, что термообработка при ГИП практически не влияет на усталость сплава GlidCopA125 Ю. Повышение температуры испытания со 150°С до 300°С

приводит к некоторому падению числа циклов до разрушения. Сравнение усталостного ресурса сплавов GlidCopA125 Ю и Си-Сг-/г IG показывает, что они имеют очень близкие усталостные характеристики.

Исследования влияния цикла ГИП на свойства стали 316L(N) позволили заключить, что цикл ГИП при 1050°С в течение 1-2 часов приводит к некоторому росту размера зерна, падению (-50 МПа) предела текучести. Пластичность стали высокая (5р!Ц1Н>30%).

Были выполнены численные расчеты напряжений и деформаций в зоне спая для соединений типа GlidCopA125/316L(N), Cu-Cr-Zr//316L(N) при растяжении и изгибе составных образцов. Наблюдалась отчетливая концентрация напряжений в зоне спая. Таким образом, показано, что даже в необлученном состоянии за счет различия упругих характеристик и механических свойств зона спая является зоной концентрации напряжений и деформаций при нагружении элементов ИТЭР.

Исследования влияния радиационного повреждения на свойства базовых сплавов меди и соединений типа медь//сталь.

Стратегия облучательных экспериментов.

Первым был проведен сравнительный эксперимент по оценке радиационной стойкости достаточно широкого спектра материалов и соединений, полученных с использованием различных технологий. При этом до дозы 0.2 сна при двух температурах облучения 150°С и 300°С облучалось большое количество образцов, всего ~ 800 (по 2 ампулы на одну дозу и температуру облучения). Это позволило оценить перспективы целого ряда материалов и технологий создания соединений с точки зрения их радиационного ресурса при малых дозах облучения. Результаты первого эксперимента показали, что только весьма ограниченное число соединений и материалов обладает достаточно хорошей радиационной стойкостью даже при малых дозах облучения. Это позволило резко сузить круг исследуемых материалов и соединений и на следующей стадии эксперимента сосредоточиться только на небольшом числе сплавов и технологий создания соединений.

Результаты сравнительного эксперимента.

• Сплав Си-Сг-/г Ю (SA+aged) показал высокую пластичность (брш^ 15%;

при всех условиях испытания в исходном состоянии. После облучения при 150°С до 0.2 сна равномерное удлинение сплава падает до 3%, но полное остается на высоком уровне. При облучении до 0.2 сна при 300°С и прочность, и пластичность сплава имели высокий уровень, близкий к исходному.

• Технология одновременного ГИП сплава GlidCopAl25 из порошка и его соединения со сталью за один цикл, несмотря на все технологические преимущества, не может быть рекомендована к использованию при

изготовлении элементов ИТЭР. Сплав меди и соединения GlidCop AI25//SS на его основе после цикла ГИП имеют выраженную склонность к хрупкому межзеренному разрушению при ТИС11=ТОбЛ=300оС при дозе облучения ~ 0.2 сна, при этом прочность соединений на отрыв падает до 60 - 80 МПа.

• Технология ГИП - твердая заготовка сплава МАГТ 0.2 или GlidCopA125 к твердой заготовке стали 316LN - обеспечивает предел прочности соединений на уровне > 180 МПа в исходном состоянии и после облучения при Тисп=ТОбл=300°С до 0.2 сна. Полное удлинение этих соединений в облученном с остоянии низкое-1-3%.

• Альтернативные методы создания соединений GlidCopA125//316L(N) сваркой взрывом и сваркой трением, позволяют получить предел прочности ~170 МПа и могут использоваться для соединения элементов труб теплоотводящей системы.

• Соединение Cu-Cr-Zr//316L(N) (ГИП) имеет самую высокую радиационную стойкость среди всех исследованных соединений, отличную пластичность (полное удлинение >10%) и удовлетворительный предел прочности (140 МПа) после облучения.

В главе 4 рассмотрено влияние высоких доз радиационного повреждения на свойства базовых сплавов меди и соединений типа медь//сталь.

Во втором эксперименте в реакторе СМ-2 до доз 0.4-0.6 сна были облучены три сборки: две при Тоб„=150оС и одна при 300°С. В этом эксперименте исследовались сплавы Cu-Cr-Zr IG и GlidCopA125 IG, МАГТ0.2 и соединения GlidCopA125//316 L(N) и Cu-Cr-Zr//316L(N) изготовленные методом ГИП.

В третьем эксперименте в реакторе СМ-2 были облучены три облучательных устройства при To6ii=150°C, 200°C и 300°С до доз 1-2.7 сна. В ампулах облучались те же материалы и соединения, что и в предшествующем эксперименте.

Влияние нейтронного облучения на свойства базовых сплавов.

Можно выделить несколько ключевых эффектов, которые ограничивают радиационную стойкость сплавов меди для ИТЭР.

Низкотемпературное облучение 150-200°С)

Для базовых сплавов в оптимизированном состоянии основной проблемой является низкотемпературное радиационное охрупчивание при приводящее к появлению зуба текучести и нестабильности деформации, радиационному упрочнению ~ на 150 МПа и падению равномерного удлинения до 0.5-1%. При этом полное удлинение сплавов остается на уровне >5-7% при максимальной дозе облучения На рисунках 1 и 2 представлены

зависимости предела текучести и равномерного удлинения сплавов GlidCop AI25 IG и Cu-Cr-Zr IG, облученных при 150-300°С в СМ-2, от дозы радиационного повреждения. Из этих зависимостей следует, что радиационное упрочнение при

температурах облучения 150-200°С резко растет в интервале доз 0-0.4 сна и затем практически остается на том же уровне в интервале доз 0.4-2.5 сна. Равномерное удлинение также резко падает в интервале доз 0-0.4 сна и практически остается таким же низким при дозах облучения 0.4-2.5 сна. Единственным свойством, которое систематически падает с ростом дозы облучения у всех сплавов, оказалось полное удлинение. При дозах -2.5 сна и То«л=150оС оно снижается до уровня ~5-7% у сплава GlidCopA125 Ю и до ~15% у сплава ^-О^г Ю.

Исследования структуры облученных сплавов методами ПЭМ показали, что облучение при приводит к появлению в структуре мелких комплексов

радиационных дефектов (тетраэдров дефектов упаковки dcP~2 нм и дислокационных петель dс ~ Ю нм). Плотность комплексов радиационных дефектов при дозе 0.4 сна составляет ~1023 1/м3. Исследования характера разрушения сплавов (РЭМ) показали, что для обоих сплавов при всех дозах облучения характерно вязкое, пластичное, транскристаллитное разрушение.

Высокотемпературное облучение (Тобл=300°0

Облучение при 300°С приводит к некоторому возрастанию равномерного удлинения сплава GlidCopAI25 Ю, полное удлинение сплава монотонно падает с ростом дозы облучения до уровня ~ 5 %. Радиационное упрочнение при Тоб^ЗОО'С составляет примерно 50 МПа. Нестабильность деформации при не отмечена. Сплав Cu-Cr-Zr Ю после облучения при 300°С также упрочняется на 30 МПа, равномерное удлинение сплава >10%, полное >15%.

Исследования методом ПЭМ структуры облученных при 300°С образцов сплава Ю показали, что в структуре присутствуют дислокационные

петли размером d~100 нм, мелкие комплексы и поры отсутствуют. Сплав GlidCopA125 Ю, облученный до 0.4-2.5 сна при 300°С продемонстрировал склонность к образованию вакансионных пор средним диаметром -20 нм (плотность пор ~1021м"3).

Исследования характера разрушения облученных сплавов методом РЭМ позволили заключить, что сплав Cu-Cr-Zr Ю разрушается вязко, транскристаллитно при всех дозах облучения. Сплав GlidCopA125 Ю демонстрирует при склонность к межкристаллитному вязкому

разрушению, и эта тенденция возрастает с ростом дозы облучения.

Было выполнено исследование влияния скорости деформации в интервале 1.6* 10*3 - в'ЧО"6 сек"' на свойства сплавов при Тисп=200°С и 300°С в исходном и облученном состоянии. Показано, что снижение скорости деформации приводит к падению предела текучести и прочности сплава GlidCopA125 Ю и почти не сказывается на прочностных свойствах сплава Cu-Cr-Zr Ю. С понижением скорости деформации снижается и равномерное удлинение сплавов, особенно сильно для GlidCopA125 Ю.

Рис. 1. Влияние дозы радиационного повреждения на предел текучести - а) и равномерное удлинение - б) сплава GlidGopAl25 Ю (CR+ann).

Исследования влияния облучения до доз 0.2-2.7 сна на электропроводность сплавов GlidGopA125, Cu-Cr-Zr показали, что облучение приводит к монотонному падению электропроводности обоих сплавов (примерно на 20% при 2 сна при ТОбл:=300оС). При температуре облучения 150°С темп падения несколько выше (-30% при 2 сна).

Сделан вывод, что для ИТЭР, где темп накопления трансмутантов существенно ниже, ожидаемый уровень падения электропроводности составит ~15%, при дозе 2 сна.

Повреждение, сна

а

, Си-Сг-гг Ю (ЭА+адес!) \ Л А -£—

\ * ^-—-*

\ ТМСП=Т05П ♦ Тобл=150*С ■ Тобя=200*С а Тобл=300*С -* —

\ ♦ ♦---------- ♦ —--

I ■■ I I I I I

О 0.5 1 1.5 2 2.5 3

Повреждение,сна

б

Рис. 2. Влияние дозы радиационного повреждения на предел текучести - а) и равномерное удлинение - б) сплава Си-Сг^г Ю (SA+aged).

Радиационное распухание

Для сценки радиационного распухания сплавов меди наряду с облучением в СМ-2 было проведено облучение и в реакторе БОР-60 при Т<,бЛ--340°С, то есть температуре на 50°С выше, чем температура максимума распухания. Облучение быстрыми нейтронами до дозы ~10 сна привело к значительному ~3% распуханию чистой меди. Сплавы меди Си-Сг^г Ю, МАГТ0.2,

продемонстрировали высокую сопротивляемость к радиационному распуханию (8<0.2%).

Однако, облучение в реакторе СМ-2 при Товл=300°С, то есть при температуре максимума распухания, обнаружило существенное различие в распухании сплавов Си-Сг-/г Ю, МАГТ0.2 с одной стороны и сплавом 0ШСорА125 Ю с другой. Сплав 0ШСорА125 Ю, облученный до 0.4-2.5 сна при 300°С продемонстрировал склонность к вакансионному распуханию с высоким темпом ~1 %/ сна, близкому к типичному темпу распухания для чистой меди.

Рис. 3. Влияние накопления гелия на В10 на радиационное распухание сплавов меди, облученных при 300-360°С в реакторах СМ-2 и Б0Р-60.

Данный результат был неожиданным, так как сплав 0ШСорА125 был выбран для ИТЭР именно вследствие его высокой сопротивляемости к распуханию. Был проведен детальный анализ механизма распухания 0ЫСорА125 Ю и показано, что темп его распухания определяется высоким темпом накопления гелия на боре, вводимом в сплав в качестве деоксиданта. На рис. 3 представлены дозные зависимости распухания сплавов 0ЫСорА125 Ю, МАГТ0.2, Сц-Сг-/г Ю.

Мадоцикловая усталость

Исследования влияния облучения на малоцикловую усталость базовых сплавов позволили заключить, что при и 300°С число циклов до

разрушения для образцов сплавов ОШ^рАШ Ю и Cu-Cr-Zr Ю существенно не меняется по сравнению с необлученными образцами.

Анализ совокупности полученных результатов позволил заключить, что сплав Ю имеет значительные преимущества перед сплавом ОШ^рАШ

Ю по сопротивляемости низкотемпературному охрупчиванию, отсутствию склонности к межкристаллитному разрушению при высокотемпературном облучении, высокой сопротивляемости к распуханию.

Исследование радиационной стойкости сплавов меди, прошедших обработку методом ГИП

Сплав Cu-Cr-Zr 1О. После облучения до 0.4-2 сна при 150°С и 300°С сплав Си-Сг-/г (ГИП) имеет высокие пластические характеристики (бравн~8%;

во всем дозно-температурном интервале испытания. Очень важно, что сплав после обработки методом ГИП имеет достаточно высокие прочностные характеристики при 300°С (предел прочности практически на уровне ОМ^рАШ 1О). Таким образом, по параметрам радиационной стойкости сплавов Cu-Cr-Zr (ГИП) оказался лучше, чем ОШ^рАШ 1О. Исследования малоцикловой усталости сплава Cu-Cr-Zr (ГИП) показали, что ввиду невысокой прочности эти сплавы уступают по усталостному ресурсу сплаву Cu-Cr-Zr (SA+aged). Однако после облучения, когда различие в прочности нивелируется, число циклов до разрушения у этих сплавов сближается.

В целом сделан вывод, что хотя для сплава Cu-Cr-Zr 1О ГИП цикл изготовления (~1000°С) и снижает прочностные характеристики материала, но материал остается высокопластичным и радиационностойким.

Сплав ОМ^рА^ 1О. Образцы сплава ОМ^рАШ вырезались из соединений, изготовленных методом ГИП (твердая пластина сплава меди к твердой пластине стали). Исследования показали, что в целом при дозах облучения 0.2-2 сна свойства материала, подвергнутого ГИП, подобны свойствам сплава в оптимизированном состоянии. При уровень

радиационного упрочнения сплава после ГИП составляет 150 МПа, а равномерное удлинение - 1%, что практически совпадает с данными для сплава в оптимизированном состоянии. Единственным отличием является более низкое полное удлинение сплава после ГИП ~2% против '-6% для оптимизированного состояния. При также наблюдается сходство свойств сплава

после ГИП и материала в оптимизированном состоянии. Полное удлинение сплава подвергнутого ГИП несколько ниже: 11% против 15% для оптимизированного состояния. Очевидно, что термообработка при ГИП лишь слабо уменьшает радиационную стойкость сплава ОМ^рАШ.

Сталь 316Ь(№. Было выполнено исследование радиационной стойкости стали 316ЦК) в состоянии после ГИП. Образцы вырезались из соединений Сц//88, полученных с помощью многократного цикла ГИП. Образцы облучались в реакторе СМ-2 до доз 0.2-2 сна при Товя=150 и 300°С, а затем испытывались на растяжение (Тис^Тоб,). Изучение диаграмм деформации показывает, что при всех режимах облучения на них отсутствует зуб текучести. При Т„б.,=150оС прирост предела текучести (А0У) составляет -240 МПа (доза~2 сна). При Товл=300°С Доу~220 МПа. Равномерное удлинение стали сокращается, но для всех температур и доз облучения остается довольно высоким >24%. РЭМ и оптическая металлография показывает, что и после облучения излом остается вязким. Сравнение дозной зависимости механических свойств стали 316 (ГИП) с дозиой зависимостью для стали в оптимизированном состоянии позволило сделать вывод, что многократная обработка методом ГИП не приводит к ухудшению радиационной стойкости стали 316ЦК) Ю.

Влияние нейтронного облучения на соединения типа 0МСорА125//316(№. Сц-Сг-/г//316Ь(№

Соединения типа 0ШСорА125//316 Ц^) (ГИП) после облучения при 150-200°С до доз 0.5-2 сна имеют предел прочности примерно на 80 МПа выше, чем для необлученного состояния (рис. 4). Для всех трех типов соединении с различными режимами ГИП предел прочности после облучения составляет примерно одну величину ~360 МПа. Пластические характеристики облученных соединений различного типа имеют больший разброс. Так соединение, изготовленное в ЕС разрушается при нулевой деформации. Соединения, изготовленные в РФ, имели удлинение примерно 0.2%. Соединения, произведенные в Японии, в облученном состоянии имели уровень полного удлинения -2+3%. Облучение при 300°С приводит к слабому увеличению предела текучести соединений 0ШСорА125//316ЦК) (ГИП), предел прочности после облучения ниже, чем для необлученных образцов, полное удлинение соединений мало (-0.4%).

Соединение Сц-Сг-/г//316 Ц^) (ГИП) имеет в необлученном состоянии относительно низкие прочностные свойства, но после облучения при 150-200°С демонстрирует упрочнение примерно на 150 МПа, при этом равномерное удлинение образцов низкое -1 % , а полное удлинение -15%. Облучение при 300°С приводит к существенному увеличению предела текучести соединений Сц-Сг-/г//316Ь(К) (примерно на 80 МПа). Равномерное и полное удлинение соединений Сц-Сг-2г//316Ц(Ы) высокое (-10% и 20% соответственно).

Исследования характера разрушения соединений с помощью РЭМ показали, что в исходных соединениях преобладает вязкое транскристаллитное разрушение. Облученные образцы соединений СШСорА125//316Ц]Ч) разрушаются более хрупко, при в них преобладает межкристаллитный излом.

Исследование влияния скорости деформирования на свойства соединений показали, что при низких (~105 сек-1) скоростях деформирования прочность и пластичность облученных соединений падает, возрастает склонность к разрушению по спаю.

Дозные зависимости упрочнения и охрупчивания соединений (рис. 4) демонстрируют, что облучение при 150°С до 1-2 сна приводит к приросту предела прочности соединений на ~150 МПа и падению равномерного удлинения до 1-2% для вМ^р^Ж^), и до 5% для Cu-Cr-Zr//316L(N). При этом соединение Cu-Cr-Zr//316L(N) (ТИП) имеет более низкие прочностные характеристики, но заметно более высокую пластичность, чем соединения вМ^р^Ж^ШИ).

Исследования влияния облучения на малоцикловую усталость соединений Си-Сг-/г//316ЦК) (ГИП) и вШСор//316Ц1М) (ГИП) позволили заключить, что облучение при и 300°С несколько увеличивает число циклов до

разрушения.

30 моделирование малых деформаций на растяжение исходных и облученных образцов соединений показало, что максимальные деформации в исходном образце реализуются вначале в стали 316 и лишь затем переходят в сплав меди. В облученных соединениях деформация стартует в медной части образцов. Для облученных при 150°С и 300°С до 2 сна соединений характерна концентрация напряжений и деформаций в слое сплава меди, прилегающем к спаю. Именно в нем и наблюдается разрушение в эксперименте.

Соединения ОlidCop//316L(N) (ГИП) имеют более высокий уровень прочности, однако, их пластичность в облученном состоянии, в особенности полное удлинение, заметно уступает пластичности соединений Cu-Cr-Zr//316L(N). Обоснован вывод, что радиационная стойкость соединений Cu-Cr-Zr//316 L(N) (ГИП) находится на удовлетворительном уровне.

В главе 5 представлены результаты специальных облучательных экспериментов в обоснование работоспособности материалов ИТЭР.

1. Оценка влияния высокого темпа генерации гелия на высокотемпературное охрупчивание сплавов меди.

В ИТЭР облучение нейтронами с высокой энергией будет приводить к высокому темпу накопления гелия в меди до 10-20 аррт/сна (аррт - атомов на миллион). В то же время в реакторах на быстрых нейтронах темп накопления гелия очень мал ~0.2 аррт/сна. Результатов, которые бы оценивали влияние значительных, близких к ожидаемым для ИТЭР (~100 аррт), количеств гелия на высокотемпературные механические свойства сплавов меди, практически нет.

Для ответа на эти вопросы было выполнено исследование влияния облучения в реакторе со смешанным спектром, а также циклотронного введения гелия на механические свойства сплавов меди вШ^рАШ, МАГТ0.2.

Показано, что для сплавов характерна высокая стойкость и гелиевому охрупчиванию вплоть до Т„сп=950°С и Сне-60+100 арргп. Это обусловлено высокой стабильностью структуры этих сплавов при высокотемпературных перегревах и высокой плотностью упрочняющих частиц А^Оз, эффективно удерживающих гелий в матрице.

Рис. 4. Влияние дозы радиационного повреждения на предел прочности - а) и равномерное удлинение - б) ГИП соединений GKdGэpA125//316L(N) (Япония) и Cu-Cг-Zг//316L(N)(P<D).

2. Влияние трансмутантного гелия на распухание сплавов меди.

ПЭМ исследования облученных при 300°С образцов сплава GlidCopA125 Ю, легированного бором в качестве деоксиданта, показали, что у сплава имеются серьезные проблемы со стойкостью к распуханию. Уже при малых дозах ~0.5 сна он распухает с темпом 1 %/сна (рис. 3). Проведенный анализ показал, что за такой высокий темп распухания отвечает высокий темп накопления гелия в сплаве. Сплав МАГТ0.2, не содержащий В (а значит не накапливающий гелий при облучении), в тех же условиях облучения не показывал распухания.

3. Влияние нейтронного спектра на физические свойства сплавов меди

Одной из существенных проблем обоснования работоспособности сплавов

меди для ИТЭР является то, что сильное влияние на изменение теплопроводности в процессе эксплуатации будет оказывать накопление N1 и /и за счет трансмутации. Для исследования этого эффекта образцы чистой меди и сплавы меди типа GlidCopA125, МАГТ0.2 были облучены в канале 4 и в центральной ячейке активной зоны (ЦАЗ) реактора СМ-2. Для уменьшения потока тепловых нейтронов на образцы часть образцов в канале 4 облучалась в сборке с кадмиевым, фильтром. В результате на образцах были набраны следующие дозы: в канале 4 ~ 0.5+1.6 сна при То6л~80н-100°С; впозиции ЦАЗ ~ 3.5+5 сна при То6л~120°С; 240°С; 380°С. Электросопротивление всех образцов измерялось до и после облучения. Измерения и выполненные на их основе расчеты позволили построить феноменологическую зависимость прироста электросопротивления (Ара) и падения теплопроводности (X) облученных образцов за счет накопления трансмутантных N1 и Ъа от потока тепловых нейтронов (Ф^): Др„=3.5 нОм*м*( Ф^ /1025н/м2); А.=а/(р0+к* Ф^™).

Падение электро- и теплопроводности для сплавов Си-Сг-/г Ю и GlidCopA125 Ю, облученных в реакторе СМ-2 при дозе ~2 сна составляет ~20%. В целом сравнение темпа генерации трансмутантов и падения теплопроводности, наблюдаемых в эксперименте, с ожидаемым для сплавов меди в ИТЭР показало, что облучение в ЦАЗ реактора СМ-2 дает оптимальные возможности для воспроизводства условий облучения в ИТЭР с точки зрения темпа генерации твердых трансмутантов в меди,

4. Оценка влияния нейтронного спектра на упрочнение и охрупчивание материалов.

Проблема нейтронного спектра является одной из ключевых при оценке радиационной стойкости материалов ИТЭР. Дело в том, что спектр исследовательских реакторов деления существенно отличается от спектра ТЯР. Было проведено облучение образцов чистой меди в каналах реактора РБТ-6 при соотношении потока быстрых и тепловых нейтронов

Сравнение темпа радиационного упрочнения чистой меди в реакторах со смешанным спектром (РБТ-6, БЯ-3, О'МК) при Ф^пр—Ф^ш, и упрочнения,

наблюдаемого после облучения нейтронами с энергией 14 МэВ в нейтронном источнике позволило заключить, что при дозах 10-4-10-2 сна темп

упрочнения во всех установках практически совпадает. Это позволяет сделать важный для практики вывод, что оценки упрочнения, сделанные по данным экспериментов с помощью реакторов со смешанным спектром, достаточно хорошо коррелируют с результатами, полученными при облучении нейтронами с высокой энергией.

С целью получения количественных аналитических зависимостей радиационного упрочнения в диссертационной работе были проведены специальные облучения модельных материалов, позволяющие оценить вклад в радиационное упрочнение комплексов радиационных дефектов и роль структуры материалов (размера зерен). Было показано, что радиационное упрочнение чистой меди с вариацией размера зерна от 17 до 245 мкм можно описать формулой

Ааут= Ь0(1+€,Л/О) (Ф^стрГ, О) где Фб - поток быстрых нейтронов, Б - размер зерна, Ьо и С1 - константы.

На рис. 5 представлены три дозные зависимости радиационного упрочнения для чистой меди, МОБ (безкислородная медь) и сплава Си-В2, построенные по формуле (1) с использованием установленных значений констант т, С1 и Ь0, и значений Б, соответствующих 17 мкм, 36 мкм и 245 мкм. Проставленные там же экспериментальные данные достаточно хорошо совпадают с расчетными значениями.

Выполненный анализ зависимостей радиационного упрочнения позволил построить аналитические зависимости упрочнения, учитывающие дозу облучения и размер зерна в чистой меди, а также и в сплавах вМСор Ю и Си-Сг-/г Ю.

о —■—■ ■ ■—I—■—>—■—■—|—■—■—■—>—|—■—•—■—■—

1.0 1.$ 2.0 2.5 9.0

Флюенс быстрых нейтронов (Ф1)®11 *10"2(н/смг)

Рис. 5. Сравнение расчетных зависимостей упрочнения от дозы облучения (линии) и экспериментальных точек, описывающих прирост предела текучести различных модификаций меди: МОБ, чистая медь и сплав Си-В2, облученных в реакторе СМ-2 в интервале доз 0.001-0.1 сна при Тобл=80оС.

5. Оценка внутриреакторной низкотемпературной ползучести Ответа на важнейший вопрос: как ведут себя высокопрочные сплавы меди в условиях нагружения материала непосредственно в нейтронном поле, до сих пор получено не было. В настоящей работе представлены первые результаты по исследованию внутриреакторной ползучести нагруженных внутренним давлением трубчатых образцов сплава меди МАГТ0.2 (сходного со сплавом ОШСорА125). Трубчатые образцы, заполненные аргоном, были облучены в реакторе СМ-2 до дозы 5 сна при

1.Е-10 -1-1-1-1-1

40 80 120 160 200 240

Напряжение, МПа.

Рис. 6. Зависимость скорости ползучести от напряжения для сплава GlidCopA125 IG, Тис„=150°С, и чистой меди МОБ, Тисп=150°С. Внутриреакторная ползучесть сплава меди МАГТ0.2, Т„сп=То6л=90°С, доза 5 сна.

Давление в трубках обеспечивало уровень напряжений в диапазоне 40-140 МПа. После облучения до дозы 5 сна при ТобЛ=90°С диаметр всех трубок увеличился.

Построение зависимости скорости ползучести от напряжения (рис. 6) позволило заключить, что при максимальных напряжениях внутриреакторная ползучесть сплава МАГТ0.2 составляет заметную величину -2x10"9 сек1. Оценки термической ползучести исходных образцов сплавов при 150°С показали, что облучение приводит к увеличению скорости ползучести примерно в 10 раз.

6. Эксперименты в обоснование методологии восстановления свойств облученных материалов

В качестве меры для подавления низкотемпературного охрупчивания сплавов меди было предложено использовать режим промежуточного отжига (ПО) (предназначенный для дегазации внутрикамерных компонент ИТЭР) и для восстановления пластичности сплавов меди. В рамках данной работы изучалось

влияние режимов ПО на восстановление пластичности и электропроводности сплавов меди 0ШСорА125 Ю и Сц-Сг-/г Ю. Образцы, предназначенные для исследования эффективности ПО, были облучены при 150°С до доз 0.2-2.5 сна в реакторе СМ-2. Затем облученные образцы отжигались в вакууме при 300°С, 350°С или 400°С в течение 10 часов.

Облученный до 0.5 сна сплав 0ШСорА125 Ю демонстрирует упрочнение примерно на 180 МПа. После отжига упрочнение облученного материала падает до уровня ~50 МПа (рис.7). Равномерное удлинение сплава 0ШСорА125 Ю уже при дозе 0.5 сна снижается до уровня <1%. После отжига при 350°С, 10 часов и при 400°С, 10 часов равномерное удлинение сплава восстанавливается до исходного уровня.

Выполненные исследования позволили продемонстрировать, что промежуточный отжиг является эффективным методом восстановления пластичности сплавов меди типа 0ЫСорА125 Ю и Сц-Сг-/г Ю. Отжиг при 35О°С, 10 часов приводит к исчезновению зуба текучести даже для образцов облученных до 2 сна. Отжиг несколько уменьшает и обусловленный облучением рост электросопротивления сплавов 0ШСорА125 Ю и Сц-Сг-/г Ю.

7. Влияние цикла "облучение-отжиг-облучение" на свойства материалов

За пределами первого исследования осталась важнейшая проблема, без решения которой практическое обоснование режимов ПО невозможно. В процессе эксплуатации компоненты ИТЭР будут подвергаться циклу "облучение-отжиг-облучение" (ООО). В принципе такой цикл может многократно повторяться.

Эксперимент, выполненный в реакторе РБТ-6, показал, что однократный и двукратный ООО цикл не приводит к накоплению охрупчивания сплава 0ШСорА125 Ю в циклах. ПЭМ исследования показали, что созданная после отжига структура, содержащая относительно невысокую плотность тетраэдров дефектов упаковки (вакансионного типа), приводит при последующем облучении к некоторому подавлению роста межузельных петель, что и обуславливает падение упрочнения и охрупчивания.

В главе 6 проанализирована возможность обеспечения требуемого ресурса элементов ИТЭР с использованием базовых сплавов меди и соединений медь-сталь.

Показано, что развитые технологии термомеханической обработки базовых сплавов меди и методы создания соединений медь//сгаль обеспечивают требуемый уровень прочностных и пластических характеристик в необлученном состоянии.

Выполненный комплекс облучательных экспериментов позволил получить данные по свойствам сплавов меди в интервале доз и температур полностью покрывающий дозно-температурный интервал ИТЭР (8О-35О°С, 0-5 сна).

Рис. 7. Влияние отжига на восстановление прочностных - а) и пластических ■ б) характеристик облученного сплава GlidCopA125 Ю.

Показано, что прочностные расчеты элементов дивертора и первой стенки должны вестись в упруго-пластическом приближении. При этом уровень прочностных свойств сплавов меди Ю и GIidCopAI25 IG после

облучения до 1.5 сна отвечает требованиям, предъявляемыми критериями прочности (SDC-IC), вплоть до нагрузок 5 МВт/м2.

С позиций усталостной прочности требуемые 104 циклов в нормальном режиме при тепловом потоке на элемент не больше 0.5 МВт/м2 обеспечиваются обоими сплавами. В тоже время при переходных режимах, когда тепловые потоки резко возрастают, необходимые 6х103 циклов могут быть обеспечены только при тепловом потоке на элемент конструкции дивертора не больше 4 МВт/м2.

Проведенные исследования также позволили оценить роль специфических для ИТЭР факторов повреждения (высокий темп накопления трансмутантов: Не, N1, /и, жесткий спектр) на повреждаемость сплавов меди.

Обоснован вывод, что разработанные для ИТЭР соединения Си-Сг-2г//316Ь(Ы) (ЛТП) и базовый сплав меди Си-Сг-/г Ю обеспечивают требуемый для материалов внутрикамерных узлов ИТЭР уровень прочностных и пластических свойств.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Полученный в результате выполнения работы комплекс экспериментальных данных по радиационному упрочнению, охрупчиванию, распуханию, ползучести сплавов меди позволяет прогнозировать поведение этих материалов в условиях облучения в термоядерном реакторе ИТЭР, что представляет крупный вклад в решение важной научной проблемы по созданию работоспособных элементов конструкции с высокой тепловой нагрузкой (первая стенка, дивертор, лимитер) для ИТЭР. Проведенные эксперименты практически полностью покрывают ожидаемый температурно-дозный интервал эксплуатации сплавов меди и соединений медь//сталь в ИТЭР. При этом совокупность полученных в работе экспериментальных данных по радиационной стойкости сплавов на основе меди позволяет рекомендовать к использованию в элементах ИТЭР сплав Си-Сг-/г Ю.

2. Впервые проведено объемное исследование влияния факторов технологии изготовления компонентов ИТЭР на комплекс физико-механических свойств сплавов меди и соединений типа медь//сталь для ИТЭР. Выполнены экспериментальные исследования влияния технологии создания соединений на свойства материалов и самих соединений, включая их радиационную стойкость. Показано, что процедура создания соединений методом ГИП является оптимальной по уровню обеспечения прочностных, пластических, усталостных свойств и сопротивляемости ползучести базовых сплавов и соединений, как в исходном, так и в облученном состоянии. Показано, что соединения Си-Сг-/г Ю//316Ц№) (ГИП), изготовленные в РФ демонстрируют лучшие свойства в исходном и облученном состояниях.

3. Впервые исследовано влияние нейтронного спектра и высокого темпа генерации трансмутантов, типичного для ИТЭР, на радиационное охрупчивание, упрочнение и распухание сплавов меди, и установлены основные закономерности такого влияния:

• Экспериментально продемонстрировано, что высокий темп накопления гелия, типичный для ИТЭР, будет резко усиливать темп распухания сплава меди вМСорА125 Ю.

• Экспериментально исследовано влияние высоких концентраций гелия на охрупчивание сплавов меди и показано, что сплавы меди вплоть до

концентраций 150 appm и TBcn~800oC, сохраняют удовлетворительную пластичность.

• Исследовано влияние высокого темпа накопления в ИТЭР трансмутантных Ni и Zn на уменьшение тепло- и электропроводности сплавов меди.

4. Впервые проведены исследования низкотемпературной внутриреакторной ползучести сплава меди и показано, что при ТобЛ~90оС радиационная ползучесть превышает термическую в 10 раз.

5. Разработаны и впервые экспериментально апробированы методы восстановления свойств облученных сплавов меди и соединений.

• Показано, что промежуточный отжиг облученных нейтронами образцов восстанавливает пластические свойства сплавов меди до уровня 50-80% от исходных. Впервые получены данные по эффективности режимов отжига вплоть до ресурсных доз - 2 сна.

• Впервые выполнен эксперимент по оценке влияния режима "облучение-отжиг-облучение" на эффективность восстановления свойств материалов. Показано, что не происходит суммирования повреждения в цикле, а значит, отжиг можно проводить многократно.

6. В ходе проведенных исследований установлены следующие факторы эксплуатации и радиационного повреждения, которые будут определять ресурс материалов и соединений:

• Для базовых сплавов меди основной проблемой является низкотемпературное радиационное охрупчивание при Тобл=150-200°С, приводящее к нестабильности деформации и падению равномерного удлинения до 0.5-1%.

• Облучение при повышенных температурахТогл-300оС создает проблемы для сплава GlidCopA125 IG, связанные со склонностью этого материала к вакансионному распуханию.

• Радиационная и термическая ползучесть также будет ограничивать ресурс сплавов меди, в первую очередь сплава GHdCopAl25 IG.

• Высокий темп накопления трансмутантов в ИТЭР будет усиливать распухание (за счет накопления гелия) и обуславливать падение теплопроводности (за счет накопления никеля и цинка) сплавов меди.

7. Па основе выполненных исследований установлены количественные закономерности влияния температуры и дозы облучения на основные механические характеристики материалов, используемые при расчетах напряженно-деформированного состояния компонентов ИТЭР. Разработаны аналитические выражения для расчета и прогнозирования влияния дозы и температуры облучения на падение тепло- и электропроводности сплавов меди и на прочностные и пластические характеристики сплавов меди и диаграммы деформации облученных образцов.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Паршин A.M., Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Особенности распределения гелиевых пузырьков в дислокационной сетке // Атомная энергия. - июль, 1982. - Т. 53. - Вып. 1. - С. 40-41.

2. Фабрицнев С.А., Ярошевич В.Д., Паршин A.M. К вопросу о механизме сопротивляемости к вакансионному распуханию высоконикелевых сплавов // ЖТФ. - 1986. - Т. 56. - Вып. 4. - С. 795-796.

3. Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Механизм образования зародышей пор в процессе пластической деформации металлов, содержащих гелий // Атомная энергия. - ноябрь, 1986. - Т. 61. - Вып. 5. - С. 353-354.

4. Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Механизм гелиевого охрупчивания металлов и сплавов // Проблемы прочности. -1986. - Т. 9. - С. 48-55.

5. Винокуров В.Ф., Горынин И.В., Ждан Г.Т., Ибрагимов Ш.Ш., Кожевников О.А., Реутов В.Ф., Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Влияние гелия на структуру, прочность и пластичность высоконикелевых сплавов // Атомная энергия. - март, 1987. - Т. 62. - Вып. 3. - С. 161-168.

6. Ждан Г.Т., Ибрагимов Ш.Ш., Кожевников О.А., Реутов В.Ф., Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Влияние гелиевых пор на механические свойства, структуру, процессы; высокотемпературного возврата и разрушение аустенитного высоконикелевого сплава // Атомная энергия, -январь, 1989. -Т. 66.-Вып. 1.-С. 28-34.

7. Фабрициев С.А. Природа термической стабильности гелиевого охрупчивания //В материалах Всесоюзной конференции "Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов", 18-20 сентября 1990 г., Ленинград. -1990. - Ч. 2. - С. 304-316.

8. Карасев А.В., Фабрициев СА Накопление гелия в материалах ИТЭР // Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез". - 1991. -Вып. 2. - С. 32-36.

9. Zinkle S.J., Fabritsiev S.A. Copper alloys for high heat flux application // Atomic and Plasma - Material Interaction Data for Fusion (Supplement to the Journal Nuclear Fusion). - 1994. - V. 5. - P. 163-191.

10. Покровский А.С., Казаков ВА., Сандаков B.C., Гончаренко 10.Д., Чакин В.П., Рязанов Д.К., Фабрициев СА, Барабаш В.Р. Влияние нейтронного спектра на физико-механические характеристики медных сплавов дисперсионно-стареющего типа при облучении в реакторах СМ-2 и БОР-60 // Вопросы атомной науки и техники, серия: материаловедение и новые материалы. - 1992. - Вып. 2(46). - С. 41-50.

11.Fabritsiev S.A., Zinkle S.J., Singh B.N. Evaluation of copper alloys for fusion reactor divertor and first wall components // Journal of Nuclear Materials. -1996. -V. 233-237.-P. 127-137.

12.Fabiitsiev S.A., Pokrovsky A.S., Brovko V.A. The impact of transrautant helium on weldability of austenitic steel // Journal of Nuclear Materials. - 1996. - V. 233-237.-P. 173-176.

13.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle S.J., Edwards D.J. Low-temperature radiation embrittleraent ofcopper alloys // Journal ofNuclear Materials. -1996. -V.233-237.-P. 513-518.

14.Fabritsiev S.A., Pokrovsky AS., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F., Edwards D.J., Garner FA., Sandakov V.A., Singh B.N., Barabash V.R. The effect of neutron fpectrum on the mechanical and physical properties of pure copper and copper alloys // Journal ofNuclear Materials. - 1996. - V. 233-237. - P. 526-533.

15.Naberenkov A.V., Fabritsiev S.A. Structural aspects of materials hardening // Journal ofNuclear Materials. - 1996. - V. 233-237. - P. 534-536.

16.Karasiov A.V., Fabritsiev S.A. Effect of neutron spectrum on transmutant accumulation in ITER structural materials // Journal ofNuclear Materials. - 1996. -V. 233-237.-P. 1481-1485.

17.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Neutron Irradiation induced High Temperature Embrittlement ofPure Copper // Plasma Devices and Operations. -1997. - V. 5. -P. 133-141.

18.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The effect of neutron irradiation on the electrical resistivity of high-strength copper alloys // Journal ofNuclear Materials. -1997. -V. 249. - P. 239-249.

19.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The effect of neutron irradiation on the mechanical properties of precipitation hardened copper alloys // Journal of Nuclear Materials. - 1997. - V. 249. - P. 250-258.

20.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Barabash V.R., Prokofiev Yu.G. Neutron spectrum and transmutation effects on the radiation damage of copper alloys // Fusion Engineering and Design. - 1997. - V. 36. - P. 505-513.

21.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle SJ. Effect of neutron dose and spectra, Не/сна ratio and Ni and Zn accumulation on irradiation damage of pure copper and PH and ДБ copper alloys // Fusion Engineering and Design. - 1998. - V. 38. - P. 459-473.

22.Edwards D.J., Zinkle S.J., Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Round Robin Comparison of Tensile Results on GlidCop A125 // Fusion Materials. -Semiannual Progress Report for Period Ending, June 30,1998, DOE/ER-0313/24. -1998.-P. 193-199.

23.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S J. The effect of neutron doze, irradiation and testing temperature on mechanical properties of copper alloys // Journal ofNuclear Materials. - 1998. - V. 258-263. - P. 1015-1021.

24.Fabritsicv SA, Pokrovsky A.S. The effect of helium accumulation and radiation damage on the weldability of 316-typc steel // Journal of Nuclear Materials. -1998. - V. 258-263. - P. 1991-1996.

25.Fabritsicv SA, Pokrovsky A.S., Nakamichi M, Kawamura H. Irradiation resistance of DS copper/stainless steel joints fabricated by friction welding method // Journal ofNuclear Materials. - 1998. - V. 258-263. - P. 2030-2035.

26.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. The effect of neutron irradiation on mechanical properties of Cu/SS joints for ITER applications // Journal of Nuclear Materials. - 1998. - V. 258-263. - P. 20692074.

27.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S. The Effect of Brazing Cycle Simulation on Radiation Embrittlement of PH Copper Alloys Irradiated in SM-2 Reactor up to 5 dpa // Plasma Devices and Operations. - 1999. - V. 8. - P. 1-14.

28.Belyakov V.A., Fabritsiev SA, Mazul I.V. The prospects of copper alloys for VNS applications // Fusion Engineering and Design. - 1999. - V. 45. - P. 233240.

29.Pokrovsky A.S., Fabritsiev SA, Barabash V.R., Hamilton M.L., Edwards DJ., Eiholzer C.R., Garner F.A. Irradiation-induced low-temperature creep of DS copper alloy // Plasma Devices and Operations. - 1999. - V. 7. - P. 313-325.

30.Фабрициев С.А. Перспективы сплавов меди для ИТЭР // В материалах 10го межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, Украина, 1 - 6 июня 2000. - Москва, 2000. - С. 17-22.

31 .Pokrovsky A.S., Fabritsiev SA, Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. Effect of neutron dose and irradiation temperature on the mechanical properties and structure of dispersion strengthened copper alloys // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V. 283-287. - P. 404-408.

32.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. Effect of high-dose neutron irradiation on the mechanical properties and structure of copper alloys and Cu/SS joints for ITER applications // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V. 283-287. - P. 523-527.

33.Belyakov V.A., Fabritsiev SA, Mazul I.V., Rowcliffe A.F. Status of international collaborative efforts on selected ITER materials // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V. 283-287. - P. 962-967.

34.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S. Radiation resistance ofweld joints of type 316 stainless steel containing about 10 appm He // Journal of Nuclear Materials. -2000. - V. 283-287. - P. 1215-1219.

35.Покровский А.С, Фабрициев С А, Сандаков ВА, Островский З.Е., Гончаренко Ю.Д., Мельдер P.P., Середкин СВ. Радиационная стойкость медных сплавов применительно к условиям работы первой стенки ИТЭР // В сборнике докладов 6-ой конференции по реакторному материаловедению,

11-15 сентября 2000 г., г. Димитровград, Россия. - Димитровград, 2001. - Т. 3.-4.2.-С. 149-160.

36.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle S.J., Edwards D.J. Neutron irradiation induced high temperature embrittlement of pure copper and high strength copper alloys // in the Proceedings of 19th International Symposium «Effects of Radiation on Materials», ASTM STP 1366, Hamilton M.L., Kumar A.S., Rosinski S.T., Grossbeck MX., Eds., American Society for Testing and Materials. - West Conhohocken, PA, USA. - 2000. - P. 838-851.

37.Fabritsiev SA, Pokrovsky AS., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. Effect of neutron irradiation on the mechanical properties and fracture mode of Cu/SS joints // Plasma Devices and Operations. - 2001. - V. 8. - P. 225-239.

38.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F., Solomon R. The effect of copper-steel joining technology on the radiation resistance ofcopper alloys // Plasma Devices and Operations. - 2001. - V. 8. - P. 241-255.

39.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Effect of bake-out regime on the recovery of properties of copper based alloys and copper/steel joints // Journal of Nuclear Materials. - 2002. - V. 307-311. - P. 431-442.

40.Fabritsiev SA, Pokrovsky AS., Zinkle S.J., Ostrovsky S.E. The effect of helium on the swelling ofGlidCopA125 IG alloy // Journal ofNuclear Materials. - 2002. -V. 306.-P. 218-231.

41.Фабрициев СА, Покровский А.С. Неаддитивность вклада тепловых нейтронов.в радиационное повреждение чистой меди // В трудах 12го международного совещания «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, Украина 1 - 6 июля 2002. - Москва, 2002. - С. 187-191.

42.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Contribution of thermal neutrons to radiation hardening of pure copper // Journal of Nuclear Materials. - 2002. - V. 306. - P. 78-83.

43.Fabritsiev SA, Pokrovsky AS. Effect of neutron irradiation on low-cycle fatigue of GlidCopA125IG alloy for ITER applications // Fusion Engineering and Design. -2003.-V. 65.-P. 47-56.

44.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S. The effects of grain size and helium accumulation on radiation hardening and loss of ductility ofpure copper for ITER application // Fusion Engineering and Design. - 2003. - V. 65. - P. 545-559.

45.Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Effect of bake-out regime on the recovery of properties of copper based alloys for ITER // Plasma Devices and Operations. -2003. - V. 11. - No. 4. - P. 297-307.

46.Fabritsiev SA, Pokrovsky A.S., Ostrovsky S.E. Effect of the "irradiation -annealing - irradiation" cycle on the mechanical properties of pure copper and copper alloy // Journal ofNuclear Materials. - 2004. - V. 324. - P. 23-32.

Подписано в печать 22. 04.2004. Формат 60x90/16 Уч.-изд. л. 2 Тираж 100 экз. Заказ № 58

Отпечатано в ФГУП «НИИЭФА им. Д.В.Ефремова»

J- 8 6 8 9

Введение

Глава 1. Обзор условий эксплуатации и характеристик материалов и соединений для энергонапряженных ^ внутрикамерных узлов ИТЭР

1.1. Конструкция и системы ИТЭР

1.2. Условия эксплуатации энергонапряженных узлов ИТЭР

1.3. Свойства сплавов меди и соединений для ИТЭР

1.4. Способы создания и свойства соединений сплавов меди

1.5. Постановка задачи исследования

Глава 2. Материалы и методики исследований

2.1. Материалы исследования

2.2. Методики испытаний

2.3. Техника облучения

Глава 3. Влияние технологии создания элементов с высокой тепловой нагрузкой для ИТЭР на структуру и свойства материалов

3.1. Влияние технологических процедур создания соединений на свойства материалов.

3.2. Влияние технологической обработки на радиационную стойкость сплавов меди и соединений типа медь//сталь

Глава 4 . Влияние высоких доз радиационного повреждения на свойства базовых сплавов меди и соединений типа медь/сталь

4.1. Влияние нейтронного облучения на свойства базовых сплавов

4.2. Исследование радиационной стойкости сплавов меди и стали

316LN, прошедших ГИП обработку

4.3. Влияние нейтронного облучения на прочность и пластичность соединений типа GlidCopA125/316LN, Cu-Cr-Zr/316LN

Глава 5. Специальные эксперименты в обоснование радиационной стойкости материалов применительно к условиям облучения в ИТЭР

5.1. Влияние накопления гелия и радиационного повреждения на высокотемпературное радиационное охрупчивание сплавов меди

5.2. Влияние гелия на радиационное распухание сплавов меди

5.3. Влияние нейтронного спектра на электропроводность

5.4. Влияние нейтронного спектра на радиационное упрочнение сплавов меди

5.5. Влияние радиации на ползучесть сплавов меди

5.6. Экспериментальное обоснование режимов восстановления пластичности облученных сплавов меди с помощью специальных отжигов.

5.7. Исследование влияние цикла «облучение - отжиг - облучение» на механические свойства чистой меди и сплава на основе меди, применяемых в ИТЭР

Глава 6. Оценка влияния технологии изготовления и факторов эксплуатации на ресурс сплавов меди для ИТЭР 319 Заключение 336 Литература

Развитие атомной энергетики на современном этапе требует создания источников энергии с высокой удельной мощностью, при этом не создающих высокотоксичных радиоактивных изотопов. Для достижения этой цели в настоящее время предлагается использовать реакцию управляемого термоядерного синтеза. Для практического решения этой задачи Россия, США, Япония и Европейское сообщество разработали проект международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР) [1], целью которого является создание термоядерного реактора способного достигнуть параметров плазмы, обеспечивающих получение энергии за счет термоядерной реакции.

ИТЭР представляет собой грандиозное сооружение. Диаметр установки превышает 30 м, а высота 20 м. Соответственно, общий вес используемых конструкционных материалов превышает 20 тысяч тонн. Так как конструкционные материалы ИТЭР эксплуатируются в условиях воздействия нейтронного облучения, высоких тепловых и механических нагрузок, то требования к свойствам материалов высоки. К наиболее сложным задачам относится обоснование ресурса узлов термоядерных реакторов (ТЯР), таких как дивертор, лимитер, первая стенка, с высокими тепловыми нагрузками [2]. Современные представления предполагают, что основой таких элементов будут трехслойные композиции типа вольфрам/сплав меди/сталь (W//Cu//SS) или бериллий/сплав меди/сталь (Be//Cu//SS) [3].

Обоснование ресурса таких сложных соединений требует, как обоснования ресурса самих материалов, составляющих элемент, так и обоснование ресурса самих соединений (то есть их свойств непосредственно в зоне спая). Понятно, что на свойства материалов и соединений будут влиять, как технология их создания, так и условия эксплуатации. При этом можно выделить главные определяющие ресурс факторы:

• Влияние термообработки при пайке или другом способе создания соединений на свойства базовых сплавов и зоны спая.

• Влияние циклически прикладываемого напряжения при термоциклах работы ТЯР на свойства базовых сплавов и зоны спая.

• Влияние нейтронного облучения на свойства материалов и непосредственно соединений.

Наиболее сложной проблемой является обоснование ресурса соединений типа Cu//SS и самих сплавов меди. Дело в том, что хотя возникновение трещин в зоне соединения W//Cu и будет обуславливать локальные перегревы W из-за потери контакта с теплоотводящей пластиной, это все же не будет приводить к аварийной ситуации. В то же время появление трещин в зоне соединения Cu//SS может стимулировать развитие трещин в материалах труб охлаждения (Си или SS), а это может вызвать попадание теплоносителя в вакуум, что приведет к остановке всего устройства.

В этой связи наиболее важными, определяющими инженерный ресурс элементов с высоким тепловым потоком для ТЯР в целом, являются свойства сплавов меди и соединений типа Cu//SS.

Остановимся несколько подробнее на проблеме обоснования ресурса сплавов меди для ТЯР. В целом ряде компонентов ТЯР (дивертор, лимитер) л имеется очень мощный тепловой поток до 10 МВт/м . Такой тепловой поток отвести при реальных толщинах материалов более 1 см с помощью таких традиционных материалов как нержавеющие аустенитные стали [4] просто невозможно. В связи с этим, начиная с 1982 г. в мире начали активно рассматривать возможности использования в качестве конструкционных материалов первой стенки и дивертора ТЯР сплавы с высокой теплопроводностью, такие как сплавы на основе меди. Первые эксперименты, выполненные в 1985 г. в США [5, 6], показали, что сплавы меди имеют достаточно высокую радиационную стойкость к распуханию при дозах облучения до 10 сна. На основании этих экспериментов был сделан предварительный вывод, что сплавы меди, в принципе, имеют перспективу для использования в энергонапряженных узлах ТЯР, так как не склонны к распуханию, и в отличие от сплавов ванадия не имеют склонности к хрупкому разрушению при пониженных температурах испытания.

В то же время, существовали три главные проблемы обоснования работоспособности сплавов меди для использования в ИТЭР.

Первая состоит в том, что сплавы меди исторически использовались в основном как электротехнические материалы, и поэтому сведения об их инженерных свойствах, таких как усталость, ползучесть, практически отсутствовали. Крайне скудна была и база данных о механических свойствах таких материалов в интервале температур эксплуатации 100-400°С. Очевидно было, что в ходе работ придется дать ответы на все эти вопросы и, кроме того, понять, как технология изготовления элементов влияет на служебные свойства сплавов меди.

Вторая задача являлась еще более сложной. Дело в том, что, так как сплавы меди будут работать в нейтронном поле, то необходимо было обосновать и радиационную стойкость этого класса материалов. Учитывая тот факт, что база данных по радиационной стойкости сплавов меди в 1992 г. практически отсутствовала, то, очевидно, что в течение очень короткого срока за 8-10 лет следовало создать для сплавов меди приемлемую базу данных по влиянию облучения при температурах 50-350°С и в интервале доз 0.1-2 сна на основные механические свойства материалов. Учитывая длительность радиационных экспериментов, это представлялось почти неразрешимой проблемой. Для примера создание адекватной базы данных по аустенитным сталям заняло более 20 лет [7, 8].

Другим аспектом проблем обоснования ресурса материалов для ТЯР является то, что из-за жесткости нейтронного спектра ТЯР, сравнительно с реактором деления, необходимо было исследовать влияние нейтронного спектра на ресурс материалов и соединений [9]. Облучение жестким спектром ТЯР будет приводить: к высокому, до 20 аррт/сна, темпу накопления гелия в сплавах меди, обуславливающему усиление склонности сплавов меди к высокотемпературному радиационному охрупчиванию и радиационному распуханию; к высокому (сравнительно с реактором на быстрых нейтронах) темпу накопления твердых трансмутантов Ni и Zn в меди, что будет обуславливать падение теплопроводности; возможному сдвигу максимума распухания сплавов меди в область более низких Т0бл; возможному разупрочнению сплавов меди вследствие динамического (recoil resolution) разрушения мелких упрочняющих частиц; возможному ускорению радиационной ползучести в области низких температур облучения Т~100-150°С.

Для обоснования радиационного ресурса узлов ИТЭР требовалось исследовать все эти проблемы и получить экспериментальные оценки уровня свойств материалов, облученных в условиях, имитирующих ТЯР в максимально возможной степени.

Третьей важнейшей и также абсолютно новой задачей было обоснование ресурса соединений типа медь//сталь для первой стенки и дивертора ИТЭР. Интуитивно было ясно, что зона спая будет являться самой уязвимой областью конструкции с точки зрения возможности появления трещин. Однако никаких данных, обосновывающих такую позицию, не имелось, и их следовало получить. Так как систему охлаждения предполагается изготавливать из стали 316 LN, то конструкция реактора предполагает создание в энергонапряженных узлах биметаллических структур типа Cu//SS. Для соединения сплавов меди со сталью предполагалось использовать разнообразные методы: высокотемпературную пайку, горячее изостатическое прессование (ГИП), сварку трением, сварку взрывом.

Сразу следует заметить, что использование таких соединений в элементах, подверженных большим тепловым и механическим нагрузкам, тем более под облучением, является новой, практически не исследованной задачей [10]. Такое соединение должно иметь высокую сопротивляемость усталости, хорошую сопротивляемость росту трещин, высокую радиационную стойкость.

Еще одной абсолютно новой задачей являлась необходимость обоснования режимов восстановительных отжигов, предназначенных для частичного подавления низкотемпературного радиационного охрупчивания сплавов меди и восстановления свойств облученных элементов.

Перечисленные обстоятельства определяют актуальность данной работы. Выполненные исследования стали составной частью обширных работ проводимых в НИИЭФА, НИИАР, НИКИЭТ, РНЦ "Курчатовский институт", ФЭИ, ВНИИНМ и других предприятиях в обеспечение выполнения Россией задач по разработке технологии создания и по обоснованию ресурса энергонапряженных элементов ИТЭР и материалов для них (задачи ИТЭР Т13, Т213, Т507).

Работы Российской части проекта выполнялись в соответствии с планами НИОКР по следующим программам:

-Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР", на 2002-2005 годы (постановление Правительства Российской Федерации № 604 от 21 августа 2001 года). -Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку", на 1999-2001 годы (постановление Правительства Российской Федерации № 1417 от 1 декабря 1998 года).

-Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку", на 1996-1998 годы постановление Правительства Российской Федерации № 1119 от 19 сентября 1996 года).

Теоретической основой, на которой базировалась данная работа, явились идеи и методические разработки ученых в области создания установок для управляемого термоядерного синтеза, радиационного материаловедения, технологии сплавов меди: В.А. Глухих, И.В. Горынина, В.Ф.Зеленского, Б.А. Калина, Г.П. Карзова, Ю.В. Конобеева, И.С.Лупакова, И.М. Неклюдова, A.M. Паршина, П.А. Платонова, В.М. Розенберга, В.В.Рыбина, Ю.Н. Сокурского, В.А Цыканова, В.Д. Ярошевича, С. Зинкла, Б. Сингха и др. Цель работы

Целью работы являлось обоснование ресурса материалов и соединений для узлов ИТЭР с высокими тепловыми нагрузками (дивертор, лимитер, первая стенка).

Для осуществления этой цели были решены следующие задачи:

• Выделены ключевые проблемы, ограничивающие ресурс материалов и соединений для внутрикамерных элементов конструкции ИТЭР.

• Исследованы экспериментальными и расчетными методами факторы, существенно влияющие на ресурс элементов ИТЭР.

• Установлены основные закономерности влияния технологии изготовления и факторов эксплуатации на работоспособность материалов и соединений ТЯР.

• Проведены облучательные эксперименты для оценки радиационного ресурса сплавов и соединений для элементов конструкции ИТЭР с высоким тепловым потоком.

• Выполнены специальные облучательные эксперименты для воспроизводства специфических для ТЯР факторов радиационного повреждения (жесткий нейтронный спектр, высокий темп накопления гелия, высокий темп накопления твердых трансмутантов) и оценки влияния этих факторов на ресурс материалов .

• На основе экспериментальных результатов, сделаны оценки вклада эффектов облучения и трансмутации в деградацию свойств и падение ресурса материалов и соединений и элементов ИТЭР в целом.

• Установлены основные закономерности влияния радиационного повреждения, нейтронного спектра, высокого темпа накопления трансмутантов на комплекс физико-механических свойств материалов и соединений ТЯР.

Отличие развитых в диссертации подходов заключается в том, что на базе выполненного предварительного анализа были выделены ключевые факторы, контролирующие ресурс материалов и соединений для элементов ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой, и проведены прицельные эксперименты по оценке влияния этих факторов на работоспособность материалов и соединений. Кроме того, полученные в работе значения прочностных свойств материалов после различных технологических обработок и нейтронного облучения использовались затем для расчетов напряженного состояния, концентрации напряжений и локализации деформаций в зонах спая. Это позволило достоверно оценить ресурс соединений с учетом концентрации напряжений в зоне спая. В экспериментах по оценке радиационной стойкости были параллельно облучены в одинаковых условиях базовые сплавы и изготовленные из них соединения. Это позволило понять, какая часть наблюдаемой деградации свойств соединений определяется радиационным охрупчиванием базовых сплавов, а какая низкой радиационной стойкостью зоны спая.

В работе был выполнен целый ряд уникальных облучательных экспериментов, имитирующих основные особенности повреждения в жестком нейтронном спектре ИТЭР (высокий темп накопления твердых трансмутантов, гелия).

Было проведено системное сравнение двух типов сплавов меди, дисперсионно-упрочненных (упрочненных растворимыми фазами) (ДСУ) и дисперсно-упрочненных (упрочненных частицами оксидов) (ДУ), и впервые показано, что сплавы ДСУ типа имеют заметное преимущество по всем параметрам радиационной стойкости (распуханию, охрупчиванию).

Результаты выполненной работы представляют собой комплексное исследование влияния факторов эксплуатации энергонапряженных внутрикамерных узлов ИТЭР (включая технологию изготовления, механические и тепловые нагрузки, нейтронное облучение) на ресурс материалов и соединений. Научная новизна

1. В работе впервые системно изучено влияние факторов эксплуатации типичных для ИТЭР на комплекс физико-механических свойств материалов и соединений для элементов ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой.

2. Впервые проведен комплекс экспериментальных исследований радиационной стойкости сплавов меди и соединений медь//сталь для ИТЭР и установлены основные закономерности изменения физико-механических свойств материалов и соединений под облучением. Впервые получены дозные зависимости изменения основных механических свойств для сплавов меди и соединений типа медь//сталь в интервале температур 150-300°С и доз нейтронного облучения 0.2-3 сна (то есть близких к ожидаемому для ИТЭР).

3. Впервые системно исследовано влияние нейтронного спектра на радиационное упрочнение сплавов меди. Впервые экспериментально обнаружено определяющее влияние высокого темпа накопления трансмутантного гелия на распухание дисперсно-упрочненного сплава меди GlidCopA125IG. Впервые экспериментально исследовано влияние ресурсных концентраций гелия на ВТРО сплавов меди и показано, что ДУ сплавы меди вплоть до концентраций 150 аррм и Тисп~800°С сохраняют удовлетворительную пластичность. Впервые системно исследовано влияние накопления при нейтронном облучении трансмутантных Ni и Zn сокращение тепло и электропроводности сплавов меди при ресурсных дозах облучения.

4. Впервые проведены исследования низкотемпературной внутриреакторной ползучести сплавов меди и показано, что при ТОбЛ~90°С ползучесть под облучением превышает термическую в 10 раз.

5. Впервые проведены исследования радиационной стойкости соединений типа медь//сталь (Cu-Cr-Zr//316LN, GlidCopA125//316LN) для ИТЭР в интервале температур 150 - 300°С и доз нейтронного облучения 0.2-3 сна (то есть близких к ожидаемому для ИТЭР).

6. Разработаны и впервые экспериментально апробированы методы восстановления свойств облученных сплавов меди и соединений. Показано, что промежуточный отжиг облученных нейтронами образцов восстанавливает пластические свойства сплавов меди до уровня 50 - 80% от исходных. Впервые получены данные по эффективности режимов отжига вплоть до ресурсных доз - 2 сна. Впервые выполнен эксперимент по оценке влияния режима облучение - отжиг - облучение на эффективность восстановления свойств материалов. Показано, что не происходит суммирования повреждения в цикле, а значит, отжиг можно эффективно проводить многократно.

7. На основе выполненных исследований установлены количественные закономерности влияния температуры и дозы облучения на основные механические характеристики материалов, используемые при расчетах напряженно-деформированного состояния компонентов ИТЭР.

Основные результаты и положения, выносимые на защиту

1. Разработка основных принципов расчетно-экспериментального анализа ресурса материалов и соединений элементов дивертора и первой стенки ИТЭР. Схемы анализа напряжений и деформаций в сложных композитных элементах ИТЭР, учитывающие влияние облучения на свойства материалов.

2. Комплекс работ по оптимизации материаловедческого решения создания работоспособных соединений типа медь//сталь и выбор наиболее эффективного решения. Разработка технологии создания методом горячего изостатического прессования (ГИП) соединений типа Cu-Cr-ZrIG//316LN, показавших максимальную радиационную стойкость среди всех соединений.

3. Методология исследований радиационной стойкости сплавов на основе меди. Комплекс исследований радиационной стойкости сплавов Cu-Cr-Zr IG и GlidCopA125 IG в интервале температур 80-350°С и доз облучения 0.1-5 сна. Исследования радиационного распухания сплавов меди. Экспериментальные оценки влияния высокого темпа накопления гелия, типичного для ИТЭР, на распухание сплавов меди. Исследования влияния нейтронного облучения на электропроводность сплавов меди. Исследования внутриреакторной ползучести дисперсно-упрочненного сплава МАГТ0.2.

4. Основные закономерности влияния нейтронного спектра, накопления гелия и твердых трансмутантов на главные эффекты радиационного повреждения сплавов меди (низкотемпературное и высокотемпературное радиационное охрупчивание, упрочнение, падение теплопроводности) в широком диапазоне доз повреждения, концентраций трансмутантов и температур облучения.

5. Комплекс исследований радиационной стойкости соединений типа Cu-Cr-Zr IG//316LN и GlidCopA125 IG//316LN в интервале температур облучения 150-300°С и доз 0.2-2 сна. Оценки влияния технологии создания биметаллических структур типа медь//сталь (ГИП, сварка трением, сварка взрывом) на свойства соединений, включая их радиационную стойкость.

6. Экспериментально апробированные методы восстановления свойств облученных до 2 сна сплавов меди и соединений путем промежуточного отжига. Экспериментальная демонстрация отсутствия накопления радиационного повреждения в цикле "облучение-отжиг-облучение".

7. Экспериментально-аналитические зависимости, описывающие закономерности влияния температуры и дозы облучения на основные механические характеристики материалов, используемые при расчетах напряженно-деформированного состояния компонентов ИТЭР.

Практическая ценность работы

Результаты экспериментальных исследований и сделанные на их основе выводы легли в основу выбора и обоснования работоспособности сплавов меди и соединений типа медь//сталь для разрабатываемого реактора ИТЭР и вошли в технический проект ИТЭР. Основные результаты по влиянию технологии изготовления на свойства материалов и по оценке радиационной стойкости сплавов меди и соединений вошли в отчеты по задачам по обоснованию ресурса материалов для ИТЭР Т13 и Т213, Т507, выполненных в РФ для ИТЭР. Полученные в работе данные по свойствам материалов и соединений ИТЭР вошли в "Справочник по свойствам материалов ИТЭР" (МРИ) и "Рекомендации по оценке свойств материалов" (MAR) и используются конструкторами при расчетах напряженно-деформированного состояния элементов ИТЭР.

Выполненные в работе экспериментальные исследования позволили продемонстрировать преимущество сплава Cu-Cr-Zr IG перед всеми другими кандидатными сплавами по критериям сопротивляемости к радиационному охрупчиванию, распуханию и ползучести.

Изготовленные методом ТИП в России соединения Cu-Cr-ZrIG//316LN показали наилучшие пластические свойства после облучения по сравнению со всеми исследованными соединениями. Полученные в работе результаты послужили основой для определения в качестве базового сплава меди Cu-Cr-Zr IG, а в качестве основного типа соединения Cu-Cr-ZrIG//316LN ТИП.

Материалы диссертации могут быть использованы при разработке высокоэнергонагруженных узлов реакторов на быстрых нейтронах нового поколения, мощных источников 14 МэВ нейтронов.

Достоверность результатов Достоверность результатов обеспечивается:

- использованием современных методик исследований (просвечивающая и растровая электронная микроскопия, микрорентгеноспектральный анализ);

- сравнением результатов экспериментов с расчетными оценками;

- проведением перекрестных испытаний материалов вместе с другими участниками проекта ИТЭР (Оак Риджской Национальной лабораторией, Тихоокеанской Национальной лабораторией, США);

- большим количеством испытываемых образцов, что обеспечило получение статистически обоснованных данных.

Личный вклад автора является основным на всех этапах планирования, проведения и анализа результатов экспериментов. Ответственностью автора являются:

• разработка стратегии исследований, режимов термомеханической обработки сплавов и соединений,- разработка методологии исследований физико-механических свойств и структуры сплавов меди и соединений типа медь//сталь, разработка методов количественного анализа цифровых диаграмм деформации,

• разработка стратегии облучательных экспериментов, выбор режимов облучения, проведение расчетов радиационного повреждения, темпа накопления гелия, никеля и цинка при облучении материалов, обработка результатов исследований облученных образцов.

Автор выполнил обобщение результатов исследований, сформулировал основные закономерности, контролирующие радиационный ресурс сплавов меди и соединений.

Совокупность результатов выполненных исследований является решением крупной научно-технической проблемы: «Обоснование радиационного ресурса внутрикамерных узлов термоядерных реакторов», имеющей принципиальное значение для создания основ термоядерной энергетики.

Апробация результатов работы и публикации.

Результаты работы докладывались и обсуждались на:

6-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Стреза, Италия, 1993); 7-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Обнинск, Россия, 1995); 18-м Международном симпозиуме «Влияние облучения на свойства материалов» ( Хаяннис, США, 1996); 5-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» ( Ст.Петербург, 1997); 5-й Международной конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, Россия, 1997); ИАЕ Совещании по бериллию (Мито, Япония, 1997); 8 -й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Сендай, Япония, 1997); 19-м Международном симпозиуме «Влияние облучения на свойства материалов» (Сиэтл, США, 1998); 6-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» (Ст.Петербург, Россия, 1999); 9 -й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Колорадо, США, 1999); 6-ой конференции по реакторному материаловедению, (Димитровград, Россия, 2000); 10-м Межнациональном совещании «Радиационная физика твердого тела», (Севастополь, Украина, 2000); 10-й Международной конференции «Материалы термоядерных реакторов» (Баден-Баден, Германия, 2001); 12-м Межнациональном совещании «Радиационная физика твердого тела», (Севастополь, Украина, 2002); 7-й Международной конференции «Инженерные проблемы ТЯР» (Ст. Петербург, 2002). 7-ой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, Россия, 2003).

По теме диссертации опубликовано 63 статьи.

Выводы по главе 6

Выполненные эксперименты позволили получить данные по свойствам сплавов меди в интервале доз и температур, полностью покрывающие дозно-температурный интервал ИТЭР (80-350°С, 0-5 сна). Поставленные облучательные эксперименты позволили оценить роль специфических для ИТЭР факторов повреждения (высокий темп накопления трансмутантов: Не, Ni, Zn, жесткий спектр) на повреждаемость сплавов меди для ИТЭР.

Проведенный анализ показал, что сплавы меди Cu-Cr-Zr IG, GlidCopA125 IG имеют высокую стойкость к ВТРО, удовлетворительную сопротивляемость к распуханию в условиях темпа накопления гелия, типичного для ИТЭР.

Теплопроводность сплавов меди при облучении в ИТЭР будет уменьшаться не слишком сильно (приблизительно на 15% при 3 сна).

Использование восстановительных процедур (bake-out) позволяет эффективно восстанавливать пластичность базовых сплавов меди и соединений типа медь//сталь. Радиационная стойкость ГИП соединений GlidCopA125//316LN и Cu-Cr-Zr//316LN находится на уровне базовых сплавов меди, что свидетельствует о высоком качестве соединений.

Сплав Cu-Cr-Zr IG показал отчетливое преимущество по стойкости к радиационному охрупчиванию и распуханию, высокой сопротивляемости ползучести по сравнению со сплавом GlidCopA125 IG.

Соединения типа Cu-Cr-Zr//316LN ГИП (RF) показали наиболее высокие пластические свойства после ресурсных доз облучения. Все это в совокупности позволило рекомендовать сплав Cu-Cr-Zr IG в качестве основного кандидатного материала для использования в элементах ИТЭР с высокой тепловой нагрузкой.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Полученный в результате выполнения работы комплекс экспериментальных данных по радиационному упрочнению, охрупчиванию, распуханию, ползучести сплавов меди позволяет прогнозировать поведение этих материалов в условиях облучения в термоядерном реакторе типа ИТЭР, что представляет крупный вклад в решение важной научной проблемы по созданию работоспособных элементов с высокой тепловой нагрузкой (первая стенка, дивертор, лимитер) для ИТЭР. Проведенные эксперименты практически полностью покрывают ожидаемый температурно-дозный интервал эксплуатации сплавов меди в ИТЭР. При этом совокупность полученных в работе экспериментальных данных по радиационной стойкости сплавов на основе меди позволяет рекомендовать сплав Cu-Cr-Zr IG к использованию в элементах ИТЭР.

2. Впервые системно изучено влияние факторов технологии изготовления компонентов ИТЭР на комплекс физико-механических свойств сплавов меди и соединений типа медь//сталь для ИТЭР. Выполнены экспериментальные исследования влияния технологии создания соединений на свойства материалов и самих соединений, включая их радиационную стойкость. Показано, что ГИП процедура создания соединений является оптимальной по уровню обеспечения прочностных, пластических, усталостных свойств и сопротивляемости ползучести базовых сплавов и соединений, как в исходном, так и в облученном состоянии. Соединения Cu-Cr-Zr IG/316LN ГИП показали наилучшие свойства в исходном и облученном состояниях.

3. Впервые системно исследовано влияние жесткого нейтронного спектра ИТЭР и обусловленного им высокого темпа генерации трансмутантов на радиационное охрупчивание, упрочнение и распухание сплавов меди, и установлены основные закономерности такого влияния.

• Экспериментально продемонстрировано, что типичный для ИТЭР высокий темп накопления гелия будет резко усиливать темп распухания ДУ сплава меди GlidCopA125 IG.

• Экспериментально исследовано влияние высоких концентраций гелия на ВТРО сплавов меди, и показано, что ДУ сплавы меди вплоть до концентраций 100 аррм и Тисп~800°С сохраняют удовлетворительную пластичность.

• Исследовано влияние высокого темпа накопления в ИТЭР трансмутантных Ni и Zn на сокращение тепло- и электропроводности сплавов меди при ресурсных дозах облучения.

4. Впервые проведены исследования низкотемпературной внутриреакторной ползучести сплава меди, и показано, что при ТОбЛ~90°С радиационная ползучесть превышает термическую в 10 раз.

5. Разработаны и впервые экспериментально апробированы методы восстановления свойств облученных сплавов меди и соединений. Показано, что промежуточный отжиг облученных нейтронами образцов восстанавливает пластические свойства сплавов меди до уровня 50-80% от исходных. Впервые получены данные по эффективности режимов отжига вплоть до ресурсных доз - 2 сна. Впервые выполнен эксперимент по оценке влияния режима "облучение-отжиг-облучение" на эффективность восстановления свойств материалов. Показано, что не происходит суммирования повреждения в цикле, а значит, отжиг можно проводить многократно.

6. В ходе выполнения исследований установлены следующие факторы эксплуатации и радиационного повреждения, которые будут контролировать ресурс материалов и соединений.

•Для базовых сплавов меди основной проблемой является низкотемпературное радиационное охрупчивание при Тобл=150-200°С, приводящее к нестабильности деформации, радиационному упрочнению приблизительно на 150 МПа и падению равномерного удлинения до 0.5-1%.

• Облучение при повышенных температурах ТобЛ==300°С создает проблемы для сплава GlidCopA125 IG, легированного бором в качестве деоксиданта, связанные со склонностью этого материала к вакансионному распуханию.

•Радиационная и термическая ползучесть также будет ограничивать ресурс сплавов меди, в первую очередь сплава GlidCopA125 IG.

•Циклическое нагружение в процессе эксплуатации будет влиять на ресурс соединений типа медь//сталь, в особенности в облученном состоянии, за счет различного темпа радиационного упрочнения составляющих соединения и обусловленной этим концентрации напряжений в зоне спая.

• Высокий темп накопления трансмутантов в ИТЭР будет усиливать распухание и обуславливать падение теплопроводности сплавов меди.

7. Получены экспериментально-аналитические зависимости, описывающие влияние дозы и температуры облучения на прочностные и пластические характеристики, тепло- и электропроводность сплавов меди. На основе выполненных исследований установлены количественные закономерности влияния температуры и дозы облучения на основные механические характеристики материалов, используемые при расчетах напряженно-деформированного состояния компонентов ИТЭР.

1. Aymar R. ITER status, design and material objectives // Journal of Nuclear materials. 2002. - Vol. 307-311 - P. 1-9.

2. Бескоровайный M.H., Калин Б.А., Платонов П.А., Чернов И.И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995. - 704 с.

3. Brager H.R., Heinisch H.L., Garner F.A. Effect of neutron irradiation at 450°C and 16 dpa on the properties of Various commercial copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1985. - Vol. 133-134 - P. 676-679.

4. Anderson K.R., Stubbins J.F., Garner F.A. The properties of selected spinodally strengthened copper alloys following high temperature neutron irradiation // Nuclear Science and Engineering. 1992. - Vol. 110. - P. 394-407.

5. Паршин A.M. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стойких сталей и сплавов. Челябинск: Металлургия, 1988.

6. Зеленский В.Ф., Неклюдов И.М., Черняева Т.П. Радиационные дефекты и распухание металлов. Киев: Наукова Думка, 1988. - 294 с.

7. Карзов Г. П., Тимофеев Б. Т., Блюмин А. А., Розанов М. П. Оценка прочности энергетического оборудования по результатам испытаний моделей и натурных элементов // Прогрессивные материалы и технологии. 1999. - Вып. 3. - С. 137-144.

8. Филатов О.Г. Завершение технического проекта ИТЭР // Термоядерныйсинтез. ВАНТ, 2002. - Вып. 1-2. - С. 3-11.

9. Международный экспериментальный термоядерный реактор. Санкт-Петербург, 1999. - Раздел II, Электрофизические системы ИТЭР. - Гл. 2, Вакуумная камера. - С. 2.

10. Международный экспериментальный термоядерный реактор. Санкт-Петербург, 1999. - Раздел III, Ядерно-физические системы ИТЭР. - Гл. 1, Проектные и расчетные работы. - С. 4.

11. Cardella A., Elio F., Ioki К., Osak Т., Rozov V., Lorenzetto P., Ohara Y. Improvements in the design and manufacture of the ITER FEAT first wall towards cost minimization // Fusion Engineering and Design. 2001. - Vol. 56-57.-P. 211-215.

12. Technical Basis for the ITER Final Design // ITER EDA Documentation Series No. 22, IAEA Vienna, G AO FDR 1 01-07-13 R1.0 - P. 12.

13. Международный экспериментальный термоядерный реактор. Санкт-Петербург, 1999. - Раздел II, Электрофизические системы ИТЭР. - Гл. 4, Дивертор. - С. 1.

14. Material Assessment Report (MAR) // ITER Doc., G 74 MA 10 01-07-11 W0.2 -2001.-July-P. 6.

15. Komarov V., Labusov A. CuCrZr Minimum Properties and Fatigue Lifetime for Primary FW and Limiter // Final Report, ID No: JF-19-01 Efremov Institute. - StPetersburg 189631, Russia. - 2001. - June - P. 17.

16. Technical Basis for the ITER Final Design // ITER EDA Documentation Series No. 22, IAEA Vienna, G AO FDR 1 01-07-13 R1.0 - P. 24.

17. Technical Basis for the ITER Final Design // ITER EDA Documentation Series No. 22, IAEA Vienna, G AO FDR 1 01-07-13 R1.0 - P. 9.

18. Kirillov I.R., Danilov I.V., Sidorenkov S.I., Strebkob Yu.S., Mattas R.F., Gohar Y., Hua T.Q., Smith D.L. Liqid lithium self-cooled breeding blankety design for ITER // Fusion Engineering and Design. 1998. - Vol. 39-40. - P. 669-674.

19. Machankov A., Anisimov A., Arakelov A., Gekov A., Jablokov N., Yudetskiy V., Kirillov I., Komarov V., Mazul I., Ogorodnikov A., Popov A. Liquid metal heat pipes for fusion application // Fusion Engineering and Design. 1998. -Vol. 42. - P. 373-379.

20. Konishi S., Nishio S., Tobita K. DEMO plant design beyond ITER // Fusion Engineering and Design. Vol. 63-64. - P. 11-17.

21. ASM Metals Handbook, 10th ed., Properties and Selection: Nonferrous Alloys and Special-Purpose Materials // ASM International. Metals Park. OH - 1990. -Vol. 2.-P. 216-427.

22. Ling E., Taubenblat P.W. (Eds) High Conductivity Copper and Aluminum Alloys // The Metallurgical Society of AIME. Warrendale, PA, 1984.

23. Zinkle S.J., Knoll R.W. A Literature Review of Radiation Damage Data for Copper and Copper Alloys // UWFDM-578 Univ. Wisconsin Nucl. Eng. Dept. - Madison, WI, 1984. - June.

24. Anderson K.R., Gelles D.S. ITER Materials Data Base for Irradiation Effects on the Design Properties of CuNiBe and Cu-Al203 Alloys // Fusion Reactor Mater. Semiann. Prog. Report DOE/ER-0313/5 1989. - April - P. 268-279.

25. Butterworth G.J., Forty C.B.A. A survey of the properties of copper alloys for use as fusion reactor materials // Journal of Nuclear Materials. 1992. -Vol.189.-P.237.

26. Zinkle S.J., Fabritsiev S.A. Copper alloys for high heat flux application // Atomic and Plasma-Materials Interaction Data for Fusion (Supplement to the Journal Nuclear Fusion). 1994. - Vol. 5. - P. 163-191.

27. Свойства элементов / часть 1, Физические свойства, (под редакцией Г.В.Самсонова). М.: Металлургия. - 1976. - 599 с.

28. Simmons G., Wang Н. Single Crystal Elastic Constants and Calculated Aggregate Properties // A Handbook, MGG Press. Cambridge, MA. - 1971. -P. 181.

29. Zinkle S.J., Plantz D.H., Bair A.E., Dodd R.A., Kulcinski G.L. Correlation of yield strength and microhardness of high-strength, high-conductivity copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1985. - Vol. 133-134. - P. 885-889.

30. Nadkarni A.V. Dispersion strengthened copper alloy Cu-Al203 // in ref 25. P. 77-101.

31. Mollard F.R., Wilke K.G., Chaudry A.R. High strength Cu-Ni-Be alloys // in ref. 25. P. 147-168.

32. Guha A. Electrical resistivity of Cu-Ni-Be alloys // in ref. 25. P. 133-145.38 .Rotem A., Rosen A. Effect of heat teratment on the properties of CuNiBe alloys // Metall.Trans. 1985. - Vol. A16. - P. 2073-2082.

33. SCM Metal Products, Inc., technical data brochure on GlidCop® dispersion-strengthened copper. P. 1-36.

34. Miller T.J., Zinkle S.J., Chin B.A. Strength and fatigue of dispersion-strengthened copper 11 Journal of Nuclear Materials. 1991. - Vol. 179-181. -P. 263-266.

35. Plantz D.H., Dodd R.A., Kulcinski G.L. Mechanical properties changes in Ion-irradiated metals: Part II. High-strength Cu-Ni-Be alloy // Metallurgical transactions, A. 1989. - Dec. - Vol. 20A. - P. 2689-2693.

36. Piatti G., Boerman D. Hot tensile characteristics and microstructure of a Cu-0.65Cr-0.08Zr alloy for fusion reactor applications // Journal of Nuclear Materials.-1991.-Vol. 185.-P. 29-38. '*

37. KM-Kabelmetal, technical data brochure oh Cu alloy moulds for continuous casting (Elbrodur® CuCrZr alloys) 1979. - P. 1 -48.

38. Kalinin G., Gauster W., Matera R., Tavassoli A-A.F., Rowcliffe A., Kawamura H., Fabritsiev S.A. Structural materials for ITER in-vessel component design // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - P. 9-16.

39. Николаев A.K., Новиков А.И., Розенберг B.M. Хромовые бронзы. М.: Металлургия, 1983. - 177 с.

40. Taubenblat P.W., Smith W.E., Graviano A.R. Mechanical properties of pure Cu // in ref. 2 P. 19-29.

41. Singh B.N., Edwards D.J., Eldrup M., Toft P. Effect of heat treatment on microstructure and physical and mechanical properties of copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1997. - Vol. 249. - P. 1-16.

42. Lee A.K., Grant N.J. Properties of two high strength, high temperature, high conductivity copper-base alloys // Materials Science and Engineering. 1983. — Vol. 60.-P. 213-223.

43. Vandermeulen W., Massaut V., Van de Velde J., Hendrix W. The effect of irradiation at 150 and 300C on the tensile properties of Cu and CuCrZr // in Proc. 14th Symp. on Fusion Technology. New York: Pergamon Press. - 1986. -P. 1031-1035.

44. Пастухова Ж.П., Рахшдадт А.Г. Пружинные сплавы меди М.: Металлургия, 1979. - 335 с.

45. Grant N.J., Lee A., Lou М. Effect of heat treatment on properties of dispersion strengthened copper alloy // in ref. 25. P. 103-117.

46. Zinkle S.J., Plantz D.H., Bair A.E., Dodd R.A., Kulcinski G.L. Correlation of the yield strength and microhardnesss of high-strength, high-conductivity copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1985. - Vol.l33&134. - P. 685689.

47. Stephens J.J., Bourcier R.J., Vigil F.J. and Schmale D.T. Effect of annealing on mechanical properties of dispersion strengthened copper alloy // Fusion Reactor Materials. Semiann. Prog. Report DOE/ER-O313/15 - 1993. - Dec. -P. 213-224.

48. Srivats'an T.S., Anand S. and Troxell J.D. The thermal stability of GlidCopA160 copper alloy // Engineering Fracture Mechanics. 1993. - Vol. 46-P. 183-198.

49. Данелия Е.П., Розенберг B.M. Внутриокисленные сплавы. М.: Металлургия. - 1978. - 118 с.

50. Данелия Е.П, Теплицкий М.Д., Солопов В.И. Морфология выделений и дисперсное упрочнение во внутриокисленных сплавах системы медь-алюминий-титан-иттрий // Известия высших учебных заведений. -Цветная металлургия. 1979. - Вып.5. - С. 75-78.

51. Fabritsiev S.A., Rybin V.V., Kasakov V.A., Pokrovsky A.S., Barabash V.R. Irradiation temperature effect on the mechanical properties of precipitation -hardened copper alloy // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 195. - P. 173-178.

52. Gravemann Н. Verhalten electronenstrahlgeschweister Kupferwerkstoffe bei erhohten Temperaturen // Metall. 1988. - Vol.11 - P. 1073-1080.

53. Zinkle S.J. Effect of test temperature on strength properties of Си-АЬОз alloy // in "Alloy Development for Irradiation Performance", Semiann. Progress Report for period ending March 31 1986. - DOE/ER-0045/16 - P. 163-167.

54. Synk J.E. and Vedula K. The effect of A1 oxide particles on yield strength of dispersion strengthened copper alloy // Materials Science and Technology. -1987.-Vol.3.-P. 72-75.

55. Solomon R.S., Troxell J.D., Nadkarni A.V. GlidCop DSC properties in the temperature range of 20-350°C // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237.-P. 542-546.

56. Piatti G. and Weir H.A. Work softening behavior in cold drawn oxygen-free high conductivity copper for fusion reactor use // Journal of Nuclear Materials.- 1987.-Vol. 150.-P. 1-9.

57. Rosenwasser S.N., Stevenson R.D., Listvinsky G., Vrable D.L., McGregor J.E. and Nir N. Materials and design aspects of the R1GGATRONTM tokamak // Journal of Nuclear Materials. 1984. - Vol. 122&123. - P. 1107-1120.

58. Harling O.K., Yu G.P., Grant N.J. and Meyer J.E. Application of high strength copper alloys for a fusion reactor first wall // Journal of Nuclear Materials. -1981.-Vol. 103&104. P. 127-132.

59. Groza J. Effect of manufacturing procedure on structure of Cu-A1203 alloy // Journal Materials Engineering and Performance. 1992. - Vol. 1. - P. 113-121.

60. Tang N.Y., Taplin D.M.R. and Dunlop G.L. Elevated Temperatures creep of CuCrZr alloy // in Proc. 6th Int. Conf. on Strength of Metals and Alloys, (Gifkins R.C., Ed.) Pergamon Press - New York, 1983. - Vol. 2. - P. 665-670.

61. Nix W.D. and Gibeling J.C. Pure Cu creep at low temperatures // in Flow and Fracture at Elevated Temperatures (Raj R., Ed.) Amer. Soc. for Metals -Metals Park, Ohaio, 1985. - P. 50-68.

62. Bushnell C. and Ellis R. Fatigue of several commercial copper alloys // Princeton University reports F-900216-PPLi-04 1990. - P. 1 -23.

63. Kennedy A J. Fatigue and creep in high strength copper alloys at elevated temperatures // in Processes of Creep and Fatigue in Metals. John Wiley & Sons, Inc., New York, 1963. - P. 289-313.

64. Taubenblat P.W., Opie W.R. and Hsu Y.T. Effect of heat treatment on the fatigue properties of Cu-Ni-Be alloys // Metals Engineering Quarterly. 1972. -Vol. 12.-P. 41-45.

65. Singhal A., Stubbins J.F., Singh B.N. and Garner F.A. Room temperature fatigue behavior of OFHC copper and CuA125 specimens of two sizes // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 1307-1311.

66. Singh B.N., Stubbins J.F., Tofl P. The influence of neutron irradiation on the fatigue performance of OFHC copper and a dispersion strengthened copper alloy // Journal of Nuclear Materials. 1999. - Vol. 275. - P. 125-137.

67. Collins A.L.W., Taplin D.M.J, and Singh V. The results of room temperature fatigue tests of CuCrZr alloy // in Proc. 2nd Int. Conf. on Mechanical Behavior of Materials, Amer. Soc. for Metals. Metals Park, Ohio, 1976. - P. 871-875.

68. Singh V. and Taplin D.M.R. The microstructure of fatigue tested CuCrZr alloy // Bull. Electron Microsc. Soc. India. - 1978. - Vol. 2. - P 17-18.

69. Liu K.C. and Loring C.M., Jr. Low-cycle fatigue behavior of oxygen-free high-conductivity copper at 300°C in high vacuum // Journal of Nuclear

70. Materials. 1984. - Vol. 122&123. - P. 783-788.

71. Seki M., Horie Т., Tone Т., Nagata K., Kitamura K., Shibutani Y., Shibui M. and Araki T. Fatigue strength of tungsten-copper duplex structures for divertor plates // Journal of Nuclear Materials. 1988. - Vol. 155-157. - P. 392-397.

72. Li M., Heuer J.K., Stubbins J.F., Edwards D.J. Fracture behavior of high strength, high conductivity copper alloys // Journal of Nuclear Materials. -2000. Vol. 283-287. - P. 977-981.

73. Alexander D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. Fracture toughness of copper-base alloys for fusion energy applications // Journal of Nuclear Materials. 1999. -Vol. 271-272.-P. 429-434.

74. Brager H. Effect of neutron irradiation to 63 dpa on the properties of various commercial copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141143.-P. 79-86.

75. Wanderka N., Ramachandra C.„ Wahi R.P. and WoIIenberger H. Radiation-altered phase stability of a precipitate-hardened copper alloy // Journal of Nuclear Materials. 1992. - P. 189. - P. 9-13.

76. Wanderka N., Yuan Y., Jiao L., Wahi R.P. and WoIIenberger H. Microstructural phase stability of Cu-base alloys under 300 keV Cu+ ion irradiation // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194. - P. 13561359.

77. Nesterova E.V., Rybin V.V., Fabritsiev S.A. and Barabash V.R. Effects of neutron irradiation on structural stability and mechanical properties of copper alloys for ITER divertor // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194.-P. 407-410.

78. Barabash V. R., Gervash A. A., Naberenkov A. N., Nesterova E. V., Rybin V. V. and Fabritsiev S. A. Microstructural evolution and swelling of copper alloys under ion irradiation // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194. -P. 411.

79. Spitznagel J.A., Doyle N.J., Choyke W.J., Greggi J.G., Jr., McGruer J.N. and Davis J.W. Ion irradiation effects on high strength, high conductivity copper alloys // Nuclear Instruments and Methods. 1986. - Vol. B16. -P. 279-287.

80. Livak R.J., Zocco T.G. and Hobbs L.W. Neutron damage microstructures of high-conductivity copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1987. - Vol.144.-P. 121-127.

81. Zinkle S.J., Nesterova E.V., Barabash V.R., Rybin V.V. and Naberenkov A.V. Effect of ion irradiation on the structural stability of dispersion-strengthened copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 208. - P. 119-127.

82. Edwards D.J., Garner F.A., Newkirk J.W. and Nadkami A. Neutron induced microsructural alteration of GlidCop™ alloys at ~ 415°C and high neutron exposure // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 13131317.

83. Zinkle S.J. and Farrell K. Void swelling and defect cluster formation in reactor-irradiated copper // Journal of Nuclear Materials. 1989. - Vol. 168. -P. 262-267.

84. Zinkle S.J., Farrell K. and Kanazawa H. Microstructure and cavity swelling in reactor-irradiated dilute copper-boron alloy // Journal of Nuclear Materials. -1991.-Vol. 179-181.-P. 994-997.

85. Singh B.N., Horsewell A., Gelles D.S. and Garner F.A. Void swelling in copper and copper alloys irradiated with fission neutrons // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194. - P. 1172-1176.

86. Garner F.A., Hamilton M.L., Shikama Т., Edwards D.J. and Newkirk J.W. Response of solute and precipitation strengthened copper alloys at high neutron exposure // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194. - P. 386-390.

87. Yamakawa K, Mukouda I. and Shimomura Y. Void formation in neutron-irradiated Cu and Cu alloys // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194.-P. 396-400.

88. Garner F.A., Brager H.R. and Anderson K.R. Neutron-induced changes in density and electrical conductivity of copper alloys at 16 to 98 dpa and 430° С // Journal of Nuclear Materials. 1991. - Vol. 179-181. - P. 250-253.

89. Harling O.K., Grant N. J., Kohse G., Ames M., Lee T.-S. and Hobbs L. W. Neutron irradiation scooping study twenty-five copper-base materials // Journal Materials Research 1987. - Vol. 2 - P. 568-579.

90. Edwards D. J., Anderson K. R., Garner F. A., Hamilton M. L., Stubbins J. F. and Kumar A. S. Irradiation performance of oxide dispersion strengthened copper alloys to 150 dpa at 415°C // Journal of Nuclear Materials. 1992. -Vol. 191-194.-P. 416-420.

91. Garner F.A., Edwards D.J., Singh B.N. and Watanabe H. Swelling of copper alloys irradiated in МОТА 2 // in Fusion Reactor Materials Semiann. Prog. Report DOE/ER-0313/13, Sept. 1992. - P. 253-254.

92. Zinkle S.J., Kulcinski G.L. and Mansur L.K. Radiation-enhanced recrystallization in copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143.-P. 188-192.

93. Fenici P., Boerman D.J., Tartaglia G.P. and Elen J.D. Effect of fast neutron irradiation on tensile properties of precipitation-hardened Cu-Cr-Zr alloy // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 399-403.

94. Gonzalez H.C., Bissogni E.A. Radiation hardening at 77 К in Zn and Cu single crystal at low doses // Physic State solid 1980. - Vol. 62. - P. 351-361.

95. El-Shanshoury I.A. The effect of alloying on the neutron-irradiation hardening of copper // Journal of Nuclear Materials. 1972/73. - Vol. 45. - P. 245-257.

96. Круглов A.C., Быков B.H., Эль-Шаншури И., Габер X. Влияние облучения нейтронами на предел текучести твердых растворов на основе меди // Атомная энергия. 1969. - Т. 26. - Вып.6. - С. 502-505.

97. Zinkle S.J., Horsewell A., Singh B.N., Sommer W.F. Defect microstructure in copper alloys irradiated with 750 MeV protons // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 132-138.

98. Zinkle S.J. and Oliver W.C. Defect microstructure in pure copper irradiated with neutrons// Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143.-P. 548-552.

99. Appello M. and Fenici P. Effect of proton irradiation on tensile properties of Cu and a Cu-Cr-Zr alloy // Journal of Nuclear Materials. 1988. -Vol. 152.-P. 348-350.

100. Shikama Т., Garner F.A., Hamilton M.L. and Anderson K.R. // in Effects of Radiation on Materials: 15th Int. Symp., ASTM STP 1125 (Stoller R.E., et al., Eds.), American Soc. for Testing and Materials. Philadelphia, 1992. - P. 846-853.

101. Livak R.J., Frost H.M., Zocco T.G., Kennedy J.C. and Hobbs L.W. Effect of neutron irradiation on mechanical properties of high strength copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143. - P. 160-162.

102. Heinisch H.L. and Martinez C. The effects of low doses, of 14 MeV neutrons on the properties of various commercial copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143. - P. 883-887.

103. Heinisch H.L., Hamilton M.L., Sommer W.F. and Perguson P.D. Tensile property changes of metals irradiated to low doses with fission, fusion and spallation neutrons // Journal of Nuclear Materials. 1992. - Vol. 191-194. - P. 1177-1182.117.

104. Makin M.J. Radiation damage in face centered cubic metals and alloys //in Radiation Effects, Sheely W.F., Ed., Gordon and Breach Science Publishers -New York, 1967. P.627-669.

105. Nishi N., Araki T. Low cycle fatigue strength of diffusion boded joints of alumina dispersion-strengthened copper to stailess steel // Journal of Nuclear Materials. 2000. - Vol. 283-287. - P. 1234-1237.

106. Strible P.C. and Cady J.R. Effect of low dose neutron irradiation on room temperature fatigue of pure Cu // Journal Applied Physic. 1972. - Vol. 43. - P. 417-424.

107. Goods S.H. The influence of tritium exposure and helium build-in on the properties of OFHC copper // Scripta Met. 1986. - Vol. 20. - P. 565-569.

108. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Neutron Irradiation induced High Temperature Embrittlement of Pure Copper // Plasma Devices and Operations. 1997.-Vol. 5.-P. 133-141.

109. Jung P. Irradiation creep of 20% cold-worked copper // Journal of Nuclear Materials. 1993. - Vol. 200. - P. 138-140.

110. Айтхожин Э.С., Аристов П.А., Ибрагимов Ш.Ш., Чумаков E.B. Влияние примесей и размера зерна на ползучесть поликристалличекой меди при реакторном облучении // Атомная энергия. 1989. - Вып.5. - Т. 42. - С. 24-25.

111. Greenwood L.R. Neutron source characterization and radiation damage calculations for material studies // Journal of Nuclear Materials. 1982. - Vol. 108-109.-P. 21-27.

112. Kneff D.W., Farrar TV H. Helium accumulation fluence dosimetry for fusion rector materials irradiations // Journal of Nuclear Materials. 1979. -Vol. 85-86.-P. 479-483.

113. Kneff D.W., Greenwood L.R., Oliver В.M., Skowronski R.P., Callis E.L. Helium production in copper by a thermal three-stage reaction // Radiation Effects. 1986. - Vol. 93. - P. 217-220.

114. Perkins L.J. Materials considerations for highly irradiated normal-conducting magnets in fusion reactor applications // Journal of Nuclear Materials. 1984.-Vol. 122&123.-P. 1371-1375.

115. Butterworth G.J. Transmutation and activation effects in high-conductivity copper alloys exposed to a first wall fusion neutron flux // Journal of Nuclear Materials. 1985. - Vol. 135. - P. 160-172.

116. Garner F.A., Greenwood L.R. and Mann P.M. Transmutation of copper in FFTF and STARFIRE // in Fusion Reactor Materials Semiann. Prog. Report DOE/ER-0313/13, Sept. 1992. - P. 42-47.

117. Standard Practice for Neutron Radiation Damage Simulation by Charged Particle Irradiation, E521-89, Annual Book of ASTM Standards // American Soc. for Testing and Materials. Philadelphia, 1990. - Vol. 12.02.

118. Karasev A.V., Greenwood L.R. Neutron flux spectra and radiation damage parameters for the russian BOR-6O and SM-2 reactors // Fusion Materials. Semiannual progress report for period ending September 30, 1994, DOE/ER - 0313/17 -1994. - P. 21-27.

119. Greenwood L.R., Oliver B.M., Garner F.A., Muroga T. Calculation and mesurement of helium generation and solid transmutants in Cu-Zn-Ni alloys // Journal of Nuclear Materials. 1998. - Vol. 258-263. - P. 985-989.

120. Fromm E. and Gebhardt E., Eds. Gase und Kohlenstoffe in Metallen // Springer'Verlag. New York, 1976. - P. 43-46.

121. Murphy S.M. The influence of hydrogen on void swelling in fusion reactor materials // Journal of Nuclear Materials. 1988. - Vol. 155-157. - P. 866-869.

122. Wampler W.R., Schober T. and Lengeler B. Trapping and surface recombination of ion-implanted deuterium in copper // Philosophical Magazine. 1976. - Vol. 34. - P. 129-141.

123. Gervashini G. and Reiter F. Tritium-material interaction in various fist wall materials // Journal of Nuclear Materials. 1988. - P. 754-759.

124. Гольд П.В., Рябов P.A. Водород в металлах и сплавах. М.: Металлургия, 1974. - 272 с.

125. Shibata Т., Matsuoka М., Okamura Y. Hydrogen gas re-emission from beam target bombarded by intense neutral hydriogen beam of 75-100 KeV, 1.4 MeV at the prototype JT 60 injector // Journal of Nuclear Materials. 1984. -Vol. 128/129.-P. 713-716.

126. Besenbacher F., Myers S.M., Norskov J.K. Interaction of hydrogen with defects in metals // Journal of Nuclear Instruments and Methods. 1985. - Vol. В 7/8.-P. 55-66.

127. Swansiger W.A. Solubility hydrogen and tritium in some copper alloys // Fusion Technology. 1988. - Vol. 14. - P. 631-636.

128. Wilson W.D. and Bisson C.L. Diffusion of implanted He in metals // Radiation Effects. 1973. - Vol. 19. - P. 3-58.

129. Baskes M.I. and Melius C.F. Helium trapping in copper // Physical Review. 1979. - Vol. В 20. - P. 3197-3204.

130. Tiwari G.P., Singh J. Effect of temperature on the growth of inert gas bubbles in metals // Journal of Nuclear Materials. 1990. - Vol. 172. - P. 114122.

131. Tanabe Т., Yamanishi Y., Sawada K. and Imoto S. Hydrogen transport in stainless steels // Journal of Nuclear Materials. 1984. - Vol. 122&123. - P. 1568.

132. Frost H.M. and Kennedy J.C. Porosity swelling and transmutation contribution to conductivity changes in some neutron irradiated copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143. - P. 169-173.

133. Zinkle S.J. Electrical resistivity of small dislocation loops in irradiated copper // Journal of Physics. Metalls Physics. 1988. - Vol. 18. - P. 377-391.

134. Edwards D.J., Garner P.A. and Greenwood L.R. The influence of transmutation, void swelling, and flux/spectra uncertainties on the electrical properties of copper and copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1994. -Vol. 212-215.-P. 404-409.

135. Ho C.Y., Ackerman M.W., Wu K.Y. et al. Effect of heat treatment on thermal and electrical conductivity of some commercial copper alloys // Journal

136. Physical Chemical Reference Data. 1983. - Vol. 12. - P. 183-320.

137. Schroeder K. CRC Handbook of Electrical Resistivities of Binary Metallic Alloys // CRC Press. Boca Raton, Florida, 1983 - P. 154-155.

138. Hillel A.J. and Rossiter P.L. Effect of nano-size particles on electrical conductivity of copper // Philosophical Magazine. 1981. - Vol. В 44. - P. 383-388.

139. Piet S.J., Cheng E.T. and Porter L.J. Effect of neutron spectrum on activation of some steels for fusion applications // Fusion Technology. 1990. -Vol. 17.-P. 636-657.

140. Ivanov A.D., Sato S., Le Marois, Evaluation of hot isostatic pressing for joining of fusion reactor structural components // Journal of Nuclear Materials. 2000 - Vol. 283-287 - P. 35-40.

141. Ivanov A.D., Nikolaev A.K., Kalinin G.M., Rodin M.E. Effect of heat treatment on the properties of CuCrZr alloys // Journal of Nuclear Materials. -2002 Vol. 307-311 - P. 673-676. -

142. Kimoto H., Kojima H., Hioki S. Brazing effect on properties of of high strength copper alloys // in Proc. 12th Symp. on Fusion Technology. -Pergamon Press, New York, 1983. Vol. 2. - P. 1045-1050.

143. Клячкин Я.Я. Сварка цветных металлов и их сплавов. М.: Машиностороение, 1967. - 248 с.

144. Samal Р.К. Brazing and Diffusion Bonding of GlidCop® Dispersion Strengthened Copper, SCM Metals, Research Triangle Park, North Carolina // in The Metal Science of Joining, The Minerals, Metals and Materials Society. -Warrendale, PA, 1992. P. 295-305.

145. McManamy T.J., Benson R.D., Brown R.L., et al. Design and Fabrication of a Prototype Solenoid for the Spherical Torus Experiment // Oak Ridge National Lab. Oak Ridge, Tennessee, 1987.

146. Лашко Н.Ф., Лашко C.B. Пайка металлов. М.: Машиностроение, 1967.-248 с.

147. Chen S.F., Liu J.Y. and Chin B.A. Effect of alumina particles on brazed joints of GlidCop Al-15 alloy // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215.-P. 1600-1603.

148. McFayden A.A., Kapoor R.R. and Eagar T.W. Mechanical properties of induction brazed or e- beam welded dispersion strengthened copper alloy // Welding Journal. 1990. - Vol. 69. - P. 399-407.

149. Garner F.A., Greenwood L.R. and Edwards D.J. Transmutation in copper-base copper materials // Fusion Materials. in Semiannual Progress Report for Period Ending March 31, 1994 Report DOE/ER-O313/16 - 1994. -Vol. 16.-P. 41-50.

150. Nishi H., Muto Y. and Sato K. Solid-state diffusion bonding of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 1585-1589.

151. Logan C., Dini J., Ludemann W., Schumacher В., Dalder E., Kelley W. and Harter G. Development of manufacturing methods for 50-cm diameter neutron source targets for RTNS-II // Journal of Nuclear Materials. 1981. -Vol. 103&104. - P. 1551-1556. "

152. Абрамович М.Д., Вотинов C.H., Иолтуховский А.Г. Радиационное материаловедение АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984. - 134 с.

153. Gilbert Р.Т. in Copper: The Science and Technology of the Metal, its Alloys and Compounds, (Butts A., Ed.). Reinhold PubL. - New York, 1954. -P. 379-409.

154. Leidheiser H., Jr. The Corrosion of Copper, Tin and Their Alloys. -Wiley & Sons, New York, 1971.

155. Beavers J.A. Effect of grain size and cod work on stress corrosion cracking of pure Cu and some copper alloys // in Stress Corrosion Cracking (Jones R.H., Ed.) // ASM International. Metals Park, Ohio, 1992. - P. 211231.

156. Zinkle S.J., Maziasz P.J., Stoller R.E. Dose dependence of the microstructural evolution in neutron-irradiated austenitic stainless steel // Journal of Nuclear Materials. 1993. - Vol. 206. - P. 266-286.

157. Bloom E.E. Mechanical properties of materials in fiiision reactor first-wall and blanket system // Journal of Nuclear Materials. 1979. - Vol. 85-86. -P. 795-804.172.

158. Edwards D.J., Zinkle S.J., Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Round Robin

159. Comparison of Tensile Results on GlidCop A125 // Fusion Materials (Semiannual Progress Report for Period Ending, June 30, 1998, DOE/ER-0313/24. U.S. Department of Energy, Office of Fusion Energy Sciences). P. 193-199.

160. Leedy K.D., Stubbins J.F. Fatigue and microstructure of copper alloys for ITER applications-II: Elevated temperature and cyclic stress-strain results // DOE report DOE/ER-0413/24, for period ending June 30 1998. - P. 200-208.

161. Leedy K.D., Stubbins J.F., Singh B.N., Garner F.A. Fatigue behavior of copper and selected copper alloys for high heat flux applications // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - P. 547-552.

162. EDNFB-VI cross section library // IAEA. - Vienna, 1999. - P. 654-671.

163. Greenwood L.R., Smither R.K. // SPECTER: Neutron damage calculations for materials irradiations ANL/FPP-TM-197. January 1985.

164. Singh B.N., Edwards D.J., Toft P. Effects of neutron irradiation on mechanical properties and microstructures of dispersion and precipitation hardened copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1996. -Vol. 238. - P. 244-259.

165. Heinish H.L. Effects of the neutron spectrum on mechanical property changes in low dose irradiations // Journal of Nuclear Materials. 1988. - Vol. 155-157.-P.121-129.

166. Zinkle S.J., Garner F.A., Barabash V.R., Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Irradiation of copper alloys in the SM-3 reactor // Fusion Materials, Semiannual Progress Report for Period Ending, March 31, 1993, DOE/ER-0313/14 P. 347351.

167. Le Marois G., Dellis Ch., Gentzbittel J. M., Moret F. HIP'ing of copper alloys to stainless steel // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. -Part (A).-P. 927-931.

168. Tahtinen S., Laukanen A., Singh B.N., Toft P. Properties of copper-stainlesssteel joints before and after neutron irradiation // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311. - P. 1547-1553.

169. Tsuchiya K., Kawamura H. Mechanical properties of Cu-Cr-Zr alloy and SS316 joints fabricated by friction welding method // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - Part (A). - P. 913-917.

170. Odegard B.C., Kalin B.A. A review of the joining techniques for plasma facing components in fusion reactors // Journal of Nuclear Materials. 1996. -Vol. 233-237. - Part (A). - P. 44-50.

171. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. The effect of neutron irradiation on mechanical properties of Cu/SS joints for ITER applications // Journal of Nuclear Materials. 1998. - Vol. 258-263. -P. 2069-2074.

172. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F. Effect of neutron irradiation on the mechanical properties and fracture mode of Cu/SS joints // Plasma Devices and Operations. 2001. - Vol. 8. - P. 225239.

173. Tathinen S., Pyykkonen M., Kaijalainen-Roikonen P., Singh B.N., Toft P. Effect of neutron irradiation onfracture toughness behaviour of copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1998. - Vol. 258-263. - P. 1010-1014.

174. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J., Rowcliffe A.F., Solomon R. The effect of copper-steel joining technology on the radiation resistance of copper alloys // Plasma Devices and Operations. 2001.- Vol. 8. -P. 241-255.

175. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The effect of neutron irradiation on the electrical resistivity of high-strength copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1997. - Vol. 249. - P. 239-249.

176. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Edwards D.J., Zinkle S.J. The effect ofneutron doze, irradiation and testing temperature on mechanical properties of copper alloys // Journal ofNucl. Mat. 1998. - Vol. 258-263. - P. 1015-1021.

177. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle S.J., Ostrovsky S.E. The effect of helium on the swelling of GlidCopA125 IG alloy // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 306. - P. 218-231.

178. Naito I.A., Shioba K., Robertson J.P., Jitsukawa S., Hishinuma A. Effect of annealing on the tensile properties of the irradiated austenitic steel // Journal of Nuclear Materials. 1998. - Vol. 258-263. - P. 1664-1668.

179. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Effect of neutron irradiation on low-cycle fatigue of GlidCopA125IG alloy for ITER applications // Fusion Engineering and Design. 2003. - Vol. 65. - P. 47-56.

180. Leedy K.D., Stubbins J.F. Copper alloy-stainless steel bonded laminates for fusion reactor applications: tensile strength and microstructure // Materials Science and Engineering. 2001. - Vol. A-297. - P. 10-18.

181. Leedy K.D., Stubbins J.F. Copper alloy-stainless steel bonded laminates for fusion reactor applications: crack growth and fatigue // Materials Science and Engineering. 2001. - Vol. A-297. - P. 19-25.

182. Karasiov A.V., Fabritsiev S.A. Effect of neutron spectrum on transmutant accumulation in ITER structural materials // Journal of Nuclear Materials. -1996. Vol. 233-237. - P. 1481-1485.

183. Фабрициев C.A., Ярошевич В.Д., Паршин A.M. К вопросу о механизме сопротивляемости к вакансионному распуханию высоконикелевых сплавов // ЖТФ. 1986. - Т. 56. - Вып. 4. - С. 795-796.

184. Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Механизм образования зародышей пор в процессе пластической деформации металлов, содержащих гелий // Атомная энергия. 1986. - Т. 61. - Вып. 5. - С. 353-354.

185. Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Механизм гелиевого охрупчивания металлов и сплавов // Проблемы прочности. 1986. - N9. - С. 48-55.

186. Фабрициев С.А. Природа термической стабильности гелиевого охрупчивания // В материалах Всесоюзной конференции "Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов" Ленинград, 18-20 сентября 1990. - Часть 2. - С. 304-316.

187. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A S., Brovko V.A. The impact of transmutant helium on weldability of aust'enitic steel // Journal of Nuclear Materials. -1996. Vol. 233-237. - P. 173-176.

188. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The effect of helium accumulation and radiation damage on the weldability of 316-type steel // Journal of Nuclear Materials. 1998. - Vol. 258-263. - P. 1991-1996.

189. Vela P., Russell B. The behaviour of helium gas in irradiated copper-boron alloys // Journal of Nuclear Materials. 1966. - Vol. 19. - P. 312-326.

190. Kozlov A.V., Chernetsov M.V., Averin S.A., Abramov V.Ya., Ivanov A.D., Strebkov Yu.S., Reutov V.F. Inflence of neutron irradiation on CuNiCrSi alloy pre-implanted with helium // Journal of Nuclear Materials. 2000. -Vol. 283-287.-P. 193-197.

191. Carpenter G.J.C., Nicholson R.B. The neutron irradiation effect on high temperature ductility of copper-boron alloys // Helium effect on Radiation Damage in Reactor Materials, IAEA, Vienna. 1969. - Vol. II. - P. 383-396.

192. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Barabash V.R., Chakin V.A., Grechanyuk N.I., Movchan B.A., Osokin V.A. Effects of neutron irradiation on the properties of Cu-Mo dispersion strengthened alloy // Plasma devices and Operations. 1995. - Vol. 4. - P. 1-9.

193. Ernst F., Pirouza P., Heuer A.H. HTREM study of Cu/A1203 interface // Philosophical Magazine. 1991. - Vol. A63. - P. 259-277.

194. Zinkle S.J., Horeswell A., Singh B.N., Sommer W.F. Dispersoid stability in a

195. Nuclear Materials. 1992. - Vol. 195. - P. 11-16.

196. Brager H.R. Effect of 63 dpa neutron irradiation on microstructure of commercial copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1986. - Vol. 141-143.-P. 163-170.

197. Zinkle S.J., Singh B.N. Microstructure of Cu-Ni alloys neutron irradiated at 210°C and 420°C to 14 dpa // Journal of Nuclear Materials. 2000. - Vol. 283-287.-P. 306-312.

198. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle S.J. Effect of neutron dose and spectra, He/dpa ratio and Ni and Zn accumulation on irradiation damage of pure copper and PH and DS copper alloys // Fusion Engineering and Design.- 1998. Vol. 38. - P. 459-473.

199. Фабрициев /С.А., Ярошевич В.Д. Влияние гелия на структуру дислокационных сеток в высоконикелевом сплаве // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1981. - Вып. 5(19). - С. 82-83.

200. Паршин A.M., Фабрициев С.А., Ярошевич В.Д. Особенности распределения гелиевых пузырьков в дислокационной сетке // Атомная энергия. июль, 1982. - Т. 53. - Вып. 1. - С. 40-41.

201. Garner F.A. Irradiation Performance of Cladding and structural Steels in Liquid Metal reactors // Materials Science and Technology, Nuclear materials.- VIOa. P. 420-543.

202. Fabritsiev S.A., Pokrovsky S.A. Contribution of thermal neutrons to radiation hardening of pure copper // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 306. -P. 78-83.

203. Zinkle S.J. Microstructure and properties of copper alloys following 14-mevneutron irradiation // Journal of Nuclear Materials. 1987. ^ Vol. 150. - P. 140-158.

204. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A. S. The effects of grain size and helium accumulation on radiation hardening and loss of ductility of pure copper for ITER application // Fusion Engineering and Design. 2003. - Vol. 65. - P. 545-559.

205. Hasegawa M., Koiwa M., Hirabayashi M. Neutron irradiation effect on radiation hardening of pure copper // Transactions of Japan Institute of Metal's. 1971. - Vol. 12. - P. 39-43.

206. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Zinkle S.J., Edwards D.J. Low-temperature radiation embrittlement of copper alloys // Journal of Nuclear Materials. -1996. Vol. 233-237. - P. 513-518.

207. Naberenkov A.V., Fabritsiev S.A. Structural aspects of materials hardening // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - P. 534-536.

208. Pokrovsky A.S., Fabritsiev S.A., Barabash V.R., Hamilton M.L., Edwards D.J., Eiholzer C.R., Garner F.A. Irradiation-induced low-temperature creep of DS copper alloy // Plasma Devices and Operations. 1999. - Vol. 7. - P. 313325.

209. Zinkle S.J., Eatherly W.S: Effect of test temperature and strain rate on the tensile properties of high-strength, high-conductivity copper alloys // Fusion materials, Semiannual Progress Report, DOE, DOE/ER 0313/21. 1996, December 31. - P. 207-212.

210. Singh B.N., Edwards D.J., Toft P. Effect of neutron irradiation and post-irradiation annealing on microstructure and mechanical properties of OFHC-copper // Journal of Nuclear Materials. 2001. - Vol. 299. - P. 205-218.

211. Edwards D.J., Singh B.N., Xu Q., Toft P. Post-irradiation annealing of neutron irradiated CuCrZr // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311.-P. 439-443.

212. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Effect of bake-out regime on the recovery of properties of copper based alloys and copper/steel joints // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311. - P. 431-442.

213. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Effect of bake-out regime on the recovery of properties of copper based alloys for ITER // Plasma Devices and Operations. 2003. - Vol. 11. - No. 4. - P. 297-307.

214. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. Radiation resistance of weld joints of type 316 stainless steel containing about 10 appm He // Journal of Nuclear Materials. 2000. - Vol. 283-287. - P. 1215-1219.

215. Singh B.N., Zinkle S.J. Defect accumulation in pure FCC metals in the transient regime: a review // Journal of Nuclear Materials. 1993. - Vol. 206.transient regime: a review // Journal of Nuclear Materials. 1993. - Vol. 206. -P. 212-229.

216. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Ostrovsky S.E. Effect of the "irradiation -annealing irradiation" cycle on the mechanical properties of pure copper and copper alloy // Journal of Nuclear Materials. - 2004. - Vol. 324. - P. 23-32.

217. ITER Interim Structural Design Criteria for In-vessel Components (SDC-IC), ITER Doc. G 74 MA 9 01-0711 W0.2. July, 2001. - P. 44-52.

218. Kalinin G.M., Fabritsiev S.A., Singh B.N., Tahtinen S., Zinkle S.J. Specification of properties and design allowables for copper alloys used in HHF components of ITER // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311.-P. 668-672.

219. Majumdar S., Kalinin G.M., ITER structural design criteria and their extension to advanced reactor blankets // Journal of Nuclear Materials. -2000. Vol. 283-287. - P. 1424-1428.

220. Fabritsiev S.A., Zinkle S.J., Singh B.N. Evaluation of copper alloys for fusion reactor divertor and first wall components // Journal of Nuclear Materials. -1996. Vol. 233-237. - P. 127-137.

221. Фабрициев С.А. Перспективы сплавов меди для ИТЭР // в материалах Юго межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, Украина 1-6 июня 2000. Москва, 2000. - С. 17-22.

222. Belyakov V.A., Fabritsiev S.A., Mazul I.V. The prospects of copper alloys for VNS applications // Fusion Engineering and Design. 1999. - Vol. 45 - P. 233-240.

223. Belyakov V.A., Fabritsiev S.A., Mazul I.V., Rowcliffe A.F. Status of international collaborative efforts on selected ITER materials // Journal of Nuclear Materials. 2000. - Vol. 283-287. - P. 962 - 967.

224. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The effect of neutron irradiation on the mechanical properties of precipitation hardened copper alloys // Journal of Nuclear Materials. 1997. - Vol. 249. - P. 250-258.

225. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S., Barabash V.R., Prokofiev Yu.G. Neutron spectrum and transmutation effects on the radiation damage of copper alloys. // Fusion Engineering and Design. 1997. - Vol. 36. - P. 505-513.

226. Fabritsiev S.A., Pokrovsky A.S. The Effect of Brazing Cycle Simulation on Radiation Embrittlement of PH Copper Alloys Irradiated in SM-2 Reactor up to 5 dpa // Plasma Devices and Operations. 1999. - Vol. 8. - P. 1-14.