Основные направления создания малоактивируемых материалов для ядерной энергетики тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

АКАДЕМИЯ НАУК РОССИИ Институт металлургии имени ЛЛ.БзИкова

На правах рукогмси УДК 669.71:539.1.04

ИВАНОВ Виталий Владимирович

ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ СОЗДАНИЯ КШЮАКТИВИРУЕМЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

01.04.07 - физика твердого тела

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва - 19)1

Работа выполнена ч Институте Металлургии имени АА.Байкоаа РАН

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук ¡0. М. Платов

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор Г. Г. Боияаренко камлидат физико-математических наук, доцент О. Т. Груюгвич

Ведущая оргатпация:

Научно-исследовательский институт ядерной физики МГУ

Защита состоится

■й- //

1992 г. а

/У

час. на заседанм

Специализированного совета Л 005.15.03 при Институте Металлургии имен AjA.Caiik4.ua АН России по адресу: 1173.44, Месхаа, Ленинский г.р, 49.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Института.

"6" /С

Автореферат разослан" " ' ^ 1992 г.

Ученый секретарь Спец иял из и ров а иною совета доктор технических наук В.М.Блинов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Перспективы развития современных отраслей промышленности и новых технологий определяются в значительной степени успешным решением сопутствующих экологических проблем. Особенно этот вопрос актуален для ядерной энергетики. Одно из направлений решения проблем безопасности и экологии ядерной энергетики связано с использованием конструкционных и других материалов, обладающих достаточно быстрым спадом наведенной радиоактивности (малоактивируемые материалы). Применение таких материалов не только облегчает эксплуатацию и уменьшает экологическую опасность ядерных энергетических установок, но и существенно снижает материальные затрать; на захоронение радиоактивных отходов. Эти же проблемы актуальны и для космического материаловедения.

До начала 90-х годов основные проблемы применения сталей и отлавоя в атомной энергетике были связаны с достижением определенных физико-химических и технологических свойств и, > частности, радиационной стойкости I нейтронных полях различных энергетических Спектров. В отличии от ядерного топлива, экологические проблемы, связанные с образованием в сталях и сплавах долгоживущих радионуклидов, практически не рассматривались. В дальнейшем, а связи с истечением сроков эксплуатации атомных энергетических реакторов, а также с рядом аварий на них, проблеме радиоактивности конструкционных материалов стали уделять с каждым годом все большее внимание. Для атомной энергетики эта проблема в основном связана с задачами утилизации радиоактивных материалов в весьма значительных количествах - до нескольких сотен тонн на один энергетический блок. Для "чистой" термоядерной энергетики наведенная радиоактивность конструкционных материалов будет одной из основных экологических проблем, определяющих развитие этого направления » будущем.

В связи с этим возникает необходимость оценки активируемое™ материалов любого состава в спектрах нейтронов различного энергетического распределения и кинетики ее последующего спада. В процессе облучения за счет трансмутационных ядерных реакций изменяется и исходный химический состав материалов: одни элементы выгорают, другие нарабатываются. Учет этих превращений также необходим, поскольку они могут привести к существенному изменению структуры и эксплуатационных свойств облучаемых материалов.

Основные цели работы заключались в следующем: • разработка программного комплекса для расчета активации и трансмутационных превращений в применяемых и кандидатиых металлических материалах и спектрах ядерных частиц любого энергетического распределения,

л

-определение критериев и параметров при выборе элементов рекомендуемых а качестве компонентов конструкционных материалов для реакторов деления и синтеза,

-оценка акгивируемости реальных металлических материалов и элементе! входящих в их сосгав в спектрах нейтронов различных ядерно-энергетических установок,

- изучение влияния примесных элементов на активаииониые характеристики сталей и сплавов на основе ванадия и алюминия,

- моделирование воздействия нейтронного облучения на металлические материалы с помощью электронного облучения н легирования.

Научная новизна и практическая ценность работы.

- сощан вычислительный комплекс для моделирования активации и трансмутации химических элементов и их композиций в спектрах ядерных частиц любого энергетического распределения на основе оригинальных компьютерных программ и константного обеспечения;

-получен комплекс новых расчетных и экспериментальных данных по активации сплавов на основе алюминия, ванадия и «алей в условиях нейтронного облучения; -в рамках проведенных исследований предложены способы и пути снижения аетивируемости металлических систем при разработке, создании и эксплуатации малоаетивируемых и раднациоиностонких металлических материалов для ядерной энергетики и космической техники, прогнозирования их поведения а условиях облучения нейтронами и протонами;

- на основе оригинальных экспериментальных данных показана возможность моделирования структурно-фазовых превращений при нейтронном облучении методами легирования и электронного облучения.

Автор защищает:

1. Вычислительный комплекс для моделирования активации и трансмутации химических элементов и их композиций в спектрах ядерных частиц любого энергетического распределения на основе оригинальных компьютерных программ и константного обеспечения.

2. Комплекс результатов расчетов активируемости основных химических элементов, входящих в состав сталей и сплавов на основе алюминия и ванадия в условиях нейтронного облучения.

3. Результаты экспериментального исследования влияния примесных элементов на активацию сталей и сплавов на основе алюминии, ванадия.

4. Результат по моделированию структурно-фаэааых превращений в сплавах на основе алюминия при нестройном облучении.

Публикации. Но теме диссертации опубликовано 15 работ, список которых представлен ниже.

Апробация работы. Результаты работы докладывались на IV Международной конференции по исследованию и разработке конструкционны* материаов для реакторов термоядерного синтеза (г. Дубна 1990 г.). Всесоюзном семинаре "Радиационная физика твердого тела" (Севастополь, 1990 г.), Всесоюзной конференции Развитие эффективных процессов производства материалов на основе алюминием« сплавов и новых областей их народнохозяйственного применения (Москва, 1990 г.), Международной конференции по физике радиационных эффектов 8 металлах (Шиофок, Венгрия, 1991 г.), V Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (Клиавотер, США, 1991 г.).

Структур« м объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, основных выводов и списка литературы. Содержит 75 страниц, включая 15 рисунков и 9 таблиц. Список использованной литературы содержит 83 наименования.

Во введении дано краткое состояние проблемы к показана ее актуальность.

В 1 главе описаны существующие методы, алгоритмы и константное обеспечение для решения задачи исследования, приведен обзор литературных данных, сравнительные характеристики известных компьютерных программ и результаты международного тестирования.

Выбран численный алгоритм для нахождения устойчивого решения системы линейных дифференциальных уравнений первого порядка и способ реализации его на персональном компьютере типа 1ВМ-ГС/ЛТ.

Известно, что процесс образования радиоактивного ядра I математически можно представить в обшем случае в виде системы дифференциальных уравнений при рассмотрении всех возможных путей образования радионуклида ¡:

где УЛ. • коэффициент накопления ¡-го радионуклида в результате облучения и/или распада; \Уй-коэффициент убыли радионуклида I в процессе распада и/или выгорания; /V, N-первоначальное количество ядер I и ¡. Кмрфииченты и \УИ можно определить по следующим соотношениям для процессов активации:

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

С1И1

1

- 21. «1;)*^ " 1-1,2...П (1)

1-1

"11 " а11 + °11

(2) (3)

и распада:

е

WU - du (5)

где a^ - скорость образования 1-го нуклида » процесс« активации; ак - скорость "выгорания" ядра i; d^ - скорость образования 1-го нуклида в процессе распада; dü-скорость распада ядра i.

Скорость активации. В общем виде скорость активации определяется следующим выражением: оо

5 SX(E) *Г(£) *dE (6)

О

где: ЭДЕ) дифференциальное сечение активации изотопа i; Р(П)-4|уни;ия распределения нейтронов по энергии. Для проведения численного интегрирования выражения (6) используется прием разбиения функции распределения нейтронов по энергии на фиксированное количество групп (в данной программе используете» 640-а групповое представление), в результате чего функции S((E) и F(E) могут быть представленны в виде гистограмм, а интегрирование может быть заменено суммированием:

640

•lj " £ <"ij>b*rI. <7>

640

aii <sii>L*FL (»)

где Ь-текущий номер энергетической фуппы нейтронов; (sü)L и (s^-сечение парциальных реакций активации на ядрах i и j соответственно (ядро i образуется по ядерной реакции из ядра j); Назначение потока нейтронов L-ой энергетической группы. Очевидно, что количество групп и диапазон изменения энергии » группах _ влияют на точность вычислений.

Скорость р»с11»д». Коэффициенты <5^ и ti, ныражений (4), (5) определяющих радиоактирный распад можно определить следующим образом:

dij " rljA1ij ' О

dü « la (Ю)

где I ^-постоянные распада ядер i и j (l=ln(2)/T1/2); t^ - коэффициент ветвления при распаде ядра j в результате чего образуется ядро i. Суммируя уравнения (1)-(10) можно получить полную взаимосвязанную систему уравнений, динамически описывающую процесс накопления и распада ядер.

Запишем систему линейных однородных дифференциальных уравнений первой степени (1) в матричном виде:

аъ

4

где | | "=[*..) - матрица постоянных коэффициентов, вычисляемых в сответствии с равенствами (2)-(5), у^вектор решений системы уравнений (1) на произвольный момент времени I.

Будем искать решения системы (11) для начальных условий:

У(0)-у0 (12)

Известно, что общий вид решения системы (11) для начальных условий (12) будет: уь-ехр<| |Н||П)*у0 (Ь>0), (13)

где ехр(| |И| |"!)- матричная функция, разложение которой в соответствии с формулой интерполяционного многочлена Лагранжа- Сильвестра будет:

п п п

вхр(| |Н| 21 [«*Р(Чкь> ГТ (| |И||-ЧаЕ)/ П (Чк-<11)']. (14)

к-1 1»к 1»к

Здесь Е-единичная матрица, а д-вектор характеристических чисел матрицы | |И| |. Если матрица | |М| | является нижней треугольной, то значения элементов вектора q равны диагональным элементам матрицы | | Н | |, а именно Я,—причем всечгй различны. Однако это условие будет соблюдаться только тогда, когда уравнение (13) описывает радиоактивный распад.

Другой способ вычисления вектора решений .может быть основан на разложении матричной функции ехр( | | Ы | | Ч) в ряд Маклорена:

ехр(||НЦ»1:)-Е+||Н||«^ПИ1|22* ^ + ............- (15)

- Е + г: I|н|к1 - ||г|| к=1

Ограничившись т членами разложения матричной функции в ряд (15) можно вычислить элементы матрицы | | г| |, умножением которой на вектор начальных значений у0 получим искомое решение уГ Этот способ решения системы (И), при разумном ограничении числа членов ряда (15), оказался предпочтительнее точного решения (13), особенно при описании облучения, когда возможно образование из дочернего изотопа материнского, тл. когда матрица | |и| | не является нижней треугольной. Этот способ удобен для набора различных значений 1 при неизменной матрице | |Ы| |, т.к. коэффициенты разложения (15), однажды вычисленные, можно

в

использовать для получения решения при различных значениях времени (циклическое облучение).

Учитывая рассмотренные преимущества первого и второго численных решений системы уравнений (11), в программе были реализованы оба этих метода: точное решение (13) используется дли расчета количеств продуктов распада после облучения, а разложение (15) - при облучении.

Размерность системы уравнений (1) и, следовательно, размерность матрицы постоянных коэффициентов | | И 11 могут иметь КХЮ и более элементов, кроме того большинство элементов матрицы ||м|| нулевые. Поэтому для размещения элементов матрицы в памяти компьютера и более рационального использования памяти ЭВМ введено представление матрицы в виде массива с исключением нулевых элементов.

Константное обеспечение алгоритма базируется на использовании библиотек дифференциальных сечений нейтронов и прогонов ЛОЬ-'Л) и АОЫН, содержащих около 2500 реакций для химических элементов от водорода до висмута, и библиотеки распадпых данных, включающей характеристики всех известных радиоизотопов.

Во 2 главе приведен обзор литературных данных по численным оценкам наведенной радиоактивности применяемых и перспективных конструкционных металлических материалов ядерной энергетики. Проведен анализ критериев выбора малоактивируемых материалов, определены параметры и условия облучения для проведения расчетов. Выбраны химические элементы в наибольшей степени удовлетворяющие' критериям малоактивируемых материалов. Обсуждаются возможные варианты и способы использования сталей и сплавов 1 термоядерных реакторах при условии достижения минимальной радиоактивности их компонентов.

В настоящее время определены основные радиационностойкис материалу, рекомендуемые для использования в термоядерном реакторе. Основными из них являются: сплавы на основе алюминия, сплавы на основе панадия (У-'П, У-Ст-ТО, марганцовистые стали и никеливые стали (типа 316 стали). Однако только последнее время обратили особое внимание на активируемость материалов, в том числе, основы сплавов, легирующих и примесных элементов.

В соответствии с требованиями норм радиационной безопасности для персонала и максимальной допустимой доэовой нагрузки для робототехники выбраны следующие лимитирующие факторы для малоактивируемых материалов: 28 МО"" Зв/ч (10МО' Бк/кг) для персонала и 104. Гр/ч (10,г-Ю13 Бк/и) для оперативного обслуживания с помощью робототехники.

По существующим оценкам промышленная термоядерная установка будет находиться в непрерывной эксплуатации около 10 лет, что соответствует флюенсу нейтронов, падающих на первую стенку, около 10" н/м3. Для того чтобы правильно

оценить величину наведенной радиоактивности в материале первой стенки в таких жестких условиях, необходимо учитывать в расчетах вклад ядерных реакций высокого порядка. Показано, что минимальная степень порядка реакций, которую следует учитывать а расчетах равна четырем. Так на примере цепочки реакции (п^;) для природного изотопа железа мР'е •%1'е(п$)"1:е(п^),"1'"е(п,^)'''Ре->35Со (п^)мСо активность ""Со составила 106 Бк/кг.

Очевидно, что спектр нейтронов термоядерного реактора также будет влиять на величину наведенной радиоактивности материала первой стенки. Так для двух различных нейтронных спекгров значения интенсивносггей в области энергий от 6 МэВ до 13 МэВ могут различается в 10 раз. А именно в этой области энергий находятся сечения большинства пороговых реакций. Особенно важно учитывать это отличие спектров при опенке степени выгорания компонентов сплава, так как выгорание компонентов сплава и появление новых трансмутационных элементов может приводить к сдвигу фазового равновесия и выпадению новых фчз. Ч таблице 1 представлены результаты оценки выгорания после облучения в двух различных спектрах реактора О-'Г синтеза для кандилатного композиционного материала дивертора Си-КЩА^О,) (в СПЕКТР-2 значения интехсивностей я области энергий от 6 МэВ до 13 МэВ больше в 10 раз чем в СПЕКТР-1).

Изотоп Выгорание, %

СПЕКТР-1 СПЕКТР-2

Си-63 4.93 16.5

Си-65 4.5 15.4

А1-27 5.1 19.6

0-16 1.0 4.6

0-17 5.7 133

0-18 1.9 7.5

Таблица 1. Выгорание матричных изотопов композиционного материала дивертора Си-10%(А1103).

Рис. 1. Кинетика спада обшей наведенной радиоактивности Си-10%(А1205) после облучения в термоядерном реакторе.

Следует обратить особое внимание на данные по облучению материала в СПЕКТР-2 при котором происходит микро-элементное изменение состава материала (выгорание матричных элементов) и возможны структурные изменения сплава. Для СПЕКТРА-1 выгорание матричных элементов и иже, но также возможно нарушение стехиометрии А1101 из-за выгорания алюминии и кислорода, В обоих случаях происходит значительна* наработка (более чем Ш 3 ат.%) таких элементов, как цинк, никель, магний, кремний, водород и гелий, изотопное соотношения которых отличается от природного. Особо можно отметить, что в материалг происходит наработка значительных количеств трития. Так например, на 1 кг исходного сплава нарабатывается до нескольких десятков ррт трития. Этот факт необходимо учитывать при захоронении материалов или переработке.

Не менее важной проблемой является задача оценки наведенной радиоактивности материалов конструкций термоядерного реактора, находящихся за пределами первой стенки. Истинный вид спектра нейтронов в разных зонах вне первой стенки неизвестен. Поэтому дли проведения этой оценки были выбраны термализованные спектры нейтронов к спектр нейтронов деления 235и.

На рисунках 2 и 3 представлены результаты численных оценок наведенной радиоактивное™ в спектре нейтронов термоядерного реактора (рис.2) и реактора деления типа БВЭР (рис. 3) для сплавов на основе ванадия, алюминия и железа. Из графиков видно, что сплавы ванадий-титан могут рассматриваться как перспективные

Рис. 2. Кинетика спада наведенной радиоактивности для основных классов металлических материалов после облучения в термоядерном реакторе: 1-изотоп железа 2-сплав 3-е плав ЛМ^'сМ^ЧМаЯс, 4-3 1р сталь (нике.тиевая).'

Рис. 3. Кинетика спада наведенной радиоактивности для основных классов металлических материалов после облучения в реакторе типа ВЮР: 1-сплав А1-2.5ЯМ8-0.4%5с, 2-сплав 3-марганцовистая

сталь (10Х12Г20Е), 4-316 сталь (н н кслиевая).

мапоактивируемые материалы для первой стенки реакторов термоядерного 13-Т синтеза, как наиболее удовлетворяющие требованиям, предъявляемым к малоактивируемым материатам по сравнению с другими конструкционными металлическими материалами. Сплавь! на основе алюминия, и в частности, сплавы на основе системы алюминий •загний-скандии перспектипны для использования в качестве малоактивируемых материалов для элементов и конструкций реакторов деления. Эго относится и к сплавам ванадий-титан. В реакторах гЗ-Т синтеза сплавы на основе алюминия, ванадия и титана могут использоваться как малоактивируемые материалы вне первого контура реакторов или в смягченных нейтронных спектрах. Дегазация трансмутационных дол гожи сущих радионуклидов мАг, "А г и ^С! в ванадии и титане может быть перспективной технологической операцией при решении проблемы захоронения радиоактивных отходов из этих материалов.

Что касается сталей, основой которых является железо, то проаедеян(.:н анализ позволяет заключить, что на основе гипотетически чистого железа, состоящего только из природного изотопа у'Ре, можно производить экологически безопасные конструкционные стали для реакторов О-Т синтеза с временем их "охлаждении" до безопасного уровня 100 лет. Хотя, при использовании марганцовистых сталей, содержащих до 20% Мп, говорить о малоактивируемости в смысле оперативного обслуживания "горячих" установок не приходится. В экологическом же плане, марганец по расчетам является вполне приемлемым материалом, так как за 30-40 лет выдержки наводимая в нем активность спадает до безопасного уровня. Наличие тяжелых изотопов "Ре и "Ре в природном железе увеличивает наработку опасного изотопа ""Со. Этот факт должен быть принят во внимание в отношении материалов для атомных реакторов деления. Возможность получения большого количества конструкционных сталей на базе железа, состоящего исключительно из природного изотопа "Ре является достаточно сложной проблемой, которая также рассматривается в диссертации.

В реакторах Р-Т синтеза компромиссным решением может быть использование стали, полученной на основе природного железа, а зонах, где отсутствуют нейтроны с энергией более 7 МэВ. В этом случае можно исключить образование а значительном количестве долгоживущего радионуклида "Мп.

С целью снижения времени достижения биологически безопасного уровня радиоактивности, с использованием разработанного программного комплекса, оптимизирован состав радиационностойкой жаропрочной хромистой стали 10Х9ВФРА с предельной рабочей температурой 600"С. На данную разработку получено авторское свидетельство.

В 3 главе представлении экспериментальные результаты по исследованию влияния примесных элементов на активационные характеристикя металлических

материалов на основе алюминия, ванадия и железа. Приведен обзор литературных данных.

Образцы алюминия чистотой 99.999% и сплавов: A\■2c/o}ЛgA)A%Sc, А1-2%М§-02%5с, У-21.5 ат.%"П после облучения в реакторе СМ-2 флюенсом нейтронов 5'Ю24 м1 и последующей выдержки в течение 5-6 лет анализировались методом гамма-спектроскопии. В облученном алюминии и его сплавах обнаружены долгоживущие радионуклиды '-"Се и '"'Со образующиеся на примесях Ва, Со и №. Сопоставление этих данных с расчетными для гипотетически чистого алюминия м его сплавов со скандием и магнием показывает, что образование указанных радионуклидов существенно увеличивает время достижения данными материалами биологически безопасного уровня при их облучении в реакторе деления. Аналогичная картина для спектра деления имеег место и в случае облучения реального сплава У-21.5 ат.%Ть Обнаруженные методом гамма-спектроскопии долгоживущие радионуклиды №Са, шТа и МЫЬ, образующиеся на примесях \У, Мс, №, Та и ЫЬ существенно модифицируют параметры активации и кинетику последующего спада наведенной радиоактивности. Так, если для гипотетически чистого сплава V-21.5 ат.%Т( время достижения биологически безопасного уровня составляет < 300 лет, то распад радионуклида увеличивает время до 105 лет.

С целью оценки пригодности железа, выпускаемого отечественной металлургической . промышленностью, для создания малоакгивируемых конструкционных сталей для ядерной энергетики, было проанализировано содержание микроэлементов в различных образцах методом искровой масс-спектрометрии. Для уменьшения числа образцов, анализируемых указанным методом, предварительный отбор образцов осуществляли методом эпитеплового нейтронно-активационного анализа с использованием ядерного реактора. В качестве ведущего элемента при предварительном тестировании образцов железа с помощью нейтронно-активационного анализа был выбран кобальт (аналитическая реакция 5,Со(п^)юСо по следующим причинам:

• высока* чувст вительность определения этого элемента (2.1Сг'%);

- потенциальная "опасность" элемента;

- сопутствие железу в природе.

Полученные результаты показывают, что железо прямого восстановления производства НПО "Тула-Чсрмет" и железо "КГ ИМЕТ по примесному составу наиболее пригодны для производства конструкционных сталей для ядерной энергетики, отвечающих экологическим требованиям.

Проведенные исследования показали, что при создании малоакгивируемых материалов для ядерной энергетики основной может стать проблема контроля и очистки основы м компонентов сплавов от примесей, дающих долгоживущие радионуклиды.

В 4 главе представлении экспериментальные результаты по моделированию нейтронного воздействия сплавов с помощью легирования и электронного облучения. В качестве модельного сплава был выбран ненасыщенный твердый раствор на основе алюминия, а в качестве легирующего элемента • магний. Как следует из результатов оценок главы 2, при облучении в термоядерном реакторе алюминия образуется трансмутационный магний по пороговым реакциям в количестве до 2.5 ат.%, а для образования фазы Муц(Л1,2п)(, его концентрация должна быть не менее (2-4)'10 5 ат.%.

Разбавленные ненасыщенные твердые растворы алюминий-магний-цинк облучались электронами с энергией 1 МэВ в высоковольтном микроскопе ДНМ-ЮОО при температурах ( 30-150 )°С «плоть до дозы 2-2'ИУ6 м'2. Структура облученных сплавов исследовалась с помощью методов просвечивающей электронной микроскопии.

Установлено, что облучение твердых растворов алюминий-магний-цинк электронами о режиме дифракционного ханалирования приводит к их распаду и образованию фаз Мвм(А1,2п)4, и А1-Мв-7.п. Образование фазы Л1-Мй-'/п а ненасыщенном твердом растворе алюминий-магний-цинк обнаружено впервые. Таким образом показано, что трансмутационные фазовые превращения в ненасыщенных твердых растворах при нейтронном облучении можно моделировать легированием и электронным облучением в режиме дифракционного каналирования.

В 5 главе представлены результаты расчетов параметров активации металлических материалов для термоядерного реактора основанного на реакции (Э-'Не), где основной вклад в активацию материалов реактора дают протоны. Показано, что протонный термоядерный реактор может стать наиболее экологически "чистой" ядерно-энергетической установкой.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Создан пакет компьютерных программ для расчета активации и трансмутации химических элементов и их смесей при облучении ядерными -частицами произвольною энергетического распределения.

2. Получен комплекс новых расчетных и экспериментальных данных по активации нейтронами сталей и сплавов на основе алюминия и ванадия.

3. Расчетным путем показано, чти при облучении радиационностойких сталей и сплавов нейтронами ОТ-реактора происходит заметное "выгорание" матричных элементов (до 15% ат.) »следствии чего возможна фазовая нестабильность конструкционных материалов.

4. Расчетным путем установлено, что на основе железа, обогащенного природным йзотопом Те, можно создать конструкционные стали с приемлемым

временем "охлаждения" (до 100 лет) для спада наведенной радиоактивности до безопасного уровня после 10-летнего облучения в термоядерных, реакторах,

5. Экспериментально показано, что для производства малоактивируемых конструкционных сталей наиболее подходят по примесному составу железо прямого восстановления НПО "Гула-Чермет" и железо "КГ опытного производства ИМЕТ РАН.

6. Экспериментальным и расчетным путем показано, что при производстве конструкционных металлических материалов для термоядерной энергетики основной может стать проблема контроля и очистки основы сплава от "вредных" сопутствующих примесных элементов, дающих при облучении нейтронами доягожиоушие радионуклиды.

7. Предложены способы и пути снижения активируемости металлических систем путем контроля и очистки от "вредных" примесей, изотопного обогащения, дегазации облученных материалов, использования материалов » "мягких" нейтронных полях,

8. Облучение ненасыщенных твердых растворов алюминий-магний-цннк в высоковольтном микроскопе может приводить к их распаду с образованием фаз Мем(А1,2п)49 и АШц-гп.

9. Трансмутационные фазовые превращения в ненасыщенных твердых растворах при нейтронном облучении можно моделировать легированием и электронным облучением в режиме дифракционного квитирования.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах:

1. Платов Ю.М, Симаков СВ. Иванов В.В, Кинетика и механизмы распада ненасыщенных твердых растворов серебро-цинк при облучении. // ФХОМ. -1990. -N3. -С20-24.

2. Иванов В.В., Колотов В.П, Атрашкевич В.В. Программное обеспечение для расчета наводимой радиоактивности при нейтронном облучении конструкционных материалов // Тезисы докладов IV Международной конференции по исследованию и разработке конструкционных материаов для реакторов термоядерного синтеза, г. Дубна.-1990.-С.4.

3. Нестабильность и повреждаемость твердых растворов на основе алюминия при облучении / Л.И.Иванов, КШ.Плагов, В.МЛазоренко, С.В.Симаков, В.В.Иванов // Тезисы докладов IV Международной хоференции по исследованию н разработке конструкционных материаов для реакторов термоядерного синтеза, г. Дубна. -1990. -С.8.

4. Перспективы применения сплавов на основе системы алюминий-магний-сканлий х ядерной энергетики / Л.И.Иванов, В.В.Иванов, В-МЛазоренко, КХМ.Платов, В.И.Товтин // Технологи« легких сплавов. -19ЗД. -N12. -С.46-50.

5. Программное обеспечение для расчета активации материалов при нейтронном облучении и некоторые аспекты его применения / В.П.Иванов, Б,П.Колотой, В.ВАтрашкевич, Ю.М.Платов // Препринт ГКОХИ N 134, Москва. -1991. -ЗЗ.С.

6. Иванов ВВ., Лаюр:нко В.М., Платов Ю.М. Образование фаз Mg (Al,Zn)4, и А1-Mg-Zn в ненасыщенных твердых растворах алюминии-магннй-нинк при электронном облучении а режиме капали рования // 1'ХОМ. -1941, -N6. -С.50-52.

7. Radiation resistance and parameters of activation of aluminium-magnesium-scandium and aluminium-magnesium-vanadium alloys at neutron irradiation / L.I.Ivanov, V.V.Svanov, V.M.La/orenko, Yu.M.PIatov, V.I.Tovtin // Abstracts of Fifth International Conference on Fusion Reactor Materials. Clearwater. USA. -1491. -PG16. -P.164.

8. Structural and phase changes and radiation damage of low-activation vanadium-titanium alloys at electron and neutron irradiation / L.I.Ivanov, V.V.Ivanov, V.M.Lazorenko, Yu M.PIatov, V.I.Tovtin // Abstracts of Fifth International Conference on Fusion Reactor Materials. Clearwater. USA. -1991. -PG3. -1M58.

9. The possibility of the use of iron as a hase element of .structural materials for fusion reactors / E.V.Diomina, L.I.Ivanov, V.V.Ivanov, V.I'.Kulotciv, Yu.M.l'latov // Abstracts of Fifth International Conference on Fusion Reactor Materials. Clearwater. USA. -1991. -P!i4. -P.Î84;

10. Расчетные и чкеперимеи гальнме (»ненки параметров активации сплапов на основе алюминия и ванадия ;тля нейтронных спектрон реахторов деления и синтеза / Л.И.Пианов, И.В.Иванов, ii.il Колото», Ю.М.Платов, П.П.Товтин //Металлы.-1992. -NÎ. -С.141-145.

И. Report on the Second International Activation Calculation Benchmark Comparison Study / E.T.Cheng, R.A.Forrest, A.H.l'ashchenko, V.V.Ivanov et al. // Report TSIR-21, -1992.-P.15.

12. }leiiT[X)>/iii)e яотействие и .»колеические проблем!.! применения железа в ядерных реакторах деления и сингеча / Е.В.Демина, В.Н.Иванов, Л.П.Иванов, В.Г1.Колотое, Ю.М.Платов // ФХОМ. -1992. -N4. -С. 5-9.

13. Software package for computing of material's activation after neutron irradiation / V.V.Ivanov, V.P.Kolotov, V.VAtrashkevich, P.Nagy // Materials Science Forum, V.97-99, 1992, P.769-774.

14. Instability of solid solutions under irradiation / Yu.M.PIatov, V.M.Lazorenko, S.V.Simakov, V.I.Tovtin and V.V.Ivanov // Materials Science Forum, V.97-99, 1992, f.253-272.

15. Авторское свидетельство "Сталь" N4H13929 / О.М.Вишкарев, Е.ВЛемина, Л.И.Иванов, В.В.Иианов, Ю.Г.Магеря, ЛА.Писареьский, Ю.М.Платов, ЕА.Ульянин, ИА.Щенкова // ноябрь 1990. г, ,

Пои.пясvio к пччтг« 6,07.94 3-XS.I87 0lv;„, In.л. TYp.IOO

Иос?'тл, , M. Hmn цскля 77I..I3