Распухание, термодесорбционные и механические свойства бериллида титана при высокодозном нейтронном облучении тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

005047355

На правах рукописи

Куринский Петр Евгеньевич

РАСПУХАНИЕ, ТЕРМОДЕСОРБЦИОННЫЕ И МЕХАНИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА БЕРИЛЛИДА ТИТАНА ПРИ ВЫСОКОДОЗНОМ НЕЙТРОННОМ ОБЛУЧЕНИИ

Специальность 01.04.07 -физика конденсированного состояния

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 7 СЕН 2012

Ульяновск, 2012 год

005047355

Рабата выполнена в отделе физики металлов Института прикладных материалов Технологического института г. Карлсруэ (ФРГ) и на кафедре физического материаловедения инженерно-физического факультета высоких технологий в федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования «Ульяновский государственный университет»

Научный руководитель:

кандидат технических наук Чакин Владимир Павлович

Официальные оппоненты:

Неустроев Виктор Степанович,

доктор технических наук, старший научный сотрудник, начальник лаборатории материаловедческого надеора за

эксплуатацией реакторных установок, ОАО «Государственный научный центр -Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

Фридман Сергей Рувикович, кандидат технических наук, заведующий группы металлов отдела физики и техники реакторов, ФГБУ «Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова»

Ведущая организация: Национальный исследовательский ценгр "Курчатовский Институт"

Защита диссертации состоится 19 октября 2012 года в 10.00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.278.01 при Ульяновском государственном университете по адресу: г. Ульяновск, ул. Набережная реки Свияги, 106, корп. 1, ауд. 703.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Ульяновского государственного университета, с авторефератом на сайте вуза http://www.uni.ulsu.ru и сайте ВАК при Министерстве образования и науки РФ vak.ed.gov.ru.

Отзывы на автореферат просим направлять по адресу: 432017, г. Ульяновск, ул. Л.Толстого, д. 42, УлГУ, Управление научных исследований

Автореферат разослан_сентября 2012 года

Ученый секретарь диссертационного совета к.ф-м.н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы

После появления первых атомных реакторов интерес к бериллию и его интерметаллическим соединениям, обладающим уникальным сочетанием ядерно-физических свойств, резко возрос. Малая абсорбция нейтронов ядром и легкость отдачи одного из собственных нейтронов в сочетании с низким атомным весом, удовлетворительной коррозионной стойкостью и высокой прочностью делают бериллий, а также его соединения, в частности, интерметаллиды перспективными материалами для размножителей нейтронов в термоядерном реакторе (ТЯР). В настоящее время актуальными являются исследования, связанные с разработкой международного термоядерного реактора (проекты ИТЭР и ДЕМО). Бериллий в виде засыпки из минисфер диаметром 1 мм предполагается использовать в качестве материала размножителя нейтронов в бланкете для воспроизводства трития [1,2]. Помимо этого, в качестве альтернативного материала рассматриваются также интерметаллические соединения бериллия, это бериллиды титана Ве,2Т1 или в меньшей степени бериллиды ванадия Ве,2"У, свойства которых к настоящему времени изучены еще недостаточно [3,4]. Поэтому необходимы дополнительные исследования и обоснования возможности применения бериллидов в тритиевом бланкете ТЯР.

В процессе эксплуатации материалы бланкета взаимодействуют с быстрыми нейтронами, обладающими энергией 14,1 МэВ, образующимися в процессе термоядерного синтеза тяжелых изотопов водорода дейтерия и трития. Рабочие температуры в бланкете в проекте ДЕМО составляют 573-923 К, флюенс нейтронов достигает значений ~ ЗхЮ26 н/м2, что соответствует накоплению в бериллии 25700, аррт гелия Не4 и 640 аррт трития Н3 при повреждающей дозе до 80 сна. При данных условиях эксплуатации происходит существенное изменение свойств материалов, которое является, в первую очередь, результатом накопления гелия и трития в бериллии и его соединениях. Комплексные исследования поведения бериллия и его соединений при параметрах близких к параметрам бланкета ТЯР можно рассматривать, с одной

стороны, как обоснование возможности использования перспективных бериллиевых материалов в бланкете термоядерных реакторов, с другой стороны - как вклад в фундаментальные знания физики твердого тела о бериллии и его соединениях.

Целью работы является исследование влияния высокодозного нейтронного облучения и высокотемпературных отжигов на изменение микроструктуры и физико-механических свойств бериллида титана. Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• разработка лабораторной технологии и изготовление образцов из бериллида титана Ве]2'П, исследование влияния технологических параметров на его микроструктуру и механические свойства;

• исследование влияния высокодозного нейтронного облучения на степень распухания и характер образования газовых пор и пузырьков в бериллиде титана;

• исследование параметров термодесорбции трития из бериллида титана после предварительного высокотемпературного насыщения газовой смесью водорода и трития;

• исследование влияния нагружения при постоянной на1рузке на параметры разрушения образцов из бериллида титана до и после нейтронного облучения;

• исследование влияния высокотемпературных отжигов в воздушной среде на степень окисления бериллида титана.

Предмет исследования

В работе исследовали четыре вида бериллида титана Ве12Т1 и один вид бериллида ванадия Ве^У, изготовленные методом электродуговой плавки и горячего изостатического прессования, а также минисферы из бериллия диаметром 1 мм, изготовленные методом плавления вращающегося электрода, после облучения в ядерном реакторе НРЯ при температурах 630-948 К в интервале флюенсов нейтронов (5,69-8,92)х1025 м"2 (Е>1 МэВ), а также после высокотемпературных отжигов в воздушной среде и газовой смеси водорода и трития.

Научная новизна:

1. Разработано три способа изготовления на лабораторном уровне образцов бериллида титана Ве12'П, один из которых основан на технологии плавления электродом, а два - е применением операции горячего изостатического прессования.

2. Установлено, что с увеличением температуры нейтронного облучения бериллида титана от 740 К до 873 К распухание увеличивается с 0,08 % до 0,28 %, что значительно ниже распухания нелегированного бериллия (1,8 % при температуре облучения 630 К и 7,0 % при 948 К).

3. По результатам термодесорбционных испытаний образцов, предварительно насыщенных водородом и тритием, установлено, что бериллид титана обладает меньшей склонностью к удержанию трития по сравнению с нелегированным бериллием.

4. По результатам испытаний на сжатие при постоянной нагрузке образцов бериллида титана, облученных при 740 К, установлено, что при температуре испытаний 923 К образцы разрушались хрупко как в исходном, так и облученном состояниях без значительного усиления хрупкости под воздействием нейтронного облучения.

5. По результатам исследований высокотемпературного окисления в воздушной среде бериллида титана и нелегированного бериллия установлено, что толщина окисной пленки на образцах бериллида титана не превышает толщины окисной пленки на бериллии при сопоставимых условиях испытаний. Практическая значимость работы:

1. Основные результаты, полученные в ходе работы, позволяют рекомендовать бериллид титана Ве12Т1 к использованию в качестве размножителя нейтронов бланкета термоядерных реакторов как альтернатива нелегированному бериллию.

2. Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности изменения свойств бериллида титана после высокодозного нейтронного облучения являются важным вкладом в базу данных знаний по развитию фундаментальных представлений о физике радиационного повреждения твердого тела.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Использование технологии горячего изостатического прессования (ГИП) ультрамелкозернистой смеси порошков бериллия и титана с размером зерна 2-5 мкм состава Ве-30,8 масс.% Ti при изостатическом давлении и температуре 1623 К позволило получить пруток однофазного бериллида титана Be^Ti.

2. Распухание бериллида титана после облучения при 740 К и 873 К составляет 0,08 % и 0,28 %, соответственно, что значительно ниже распухания нелегированного бериллия (1,8 % при температуре облучения 630 К и 7,0 % при 948 К).

3. Бериллид титана обладает меньшей склонностью к удержанию трития по сравнению с бериллием, что выражается в сравнительно более низких температурах начала и окончания выхода трития из образцов в процессе нагрева при термодесорбционных испытаниях.

4. Нейтронное облучение при температуре 740 К не приводит к значительному усилению хрупкости образцов бериллида титана в процессе механических испытаний на сжатие при 923 К по сравнению с испытаниями в необлученном состоянии.

5. По результатам высокотемпературных отжигов в воздушной среде скорость окисления бериллида титана не превышает скорости окисления нелегированного бериллия при сопоставимых условиях испытаний.

Апробация работы

Основные результаты Диссертации докладывались и обсуждались на следующих международных конференциях и симпозиумах: 23-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (SOFT-23, Венеция, Италия, 20-24 сентября, 2004 г.), 24-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (SOFT-24, Варшава, Польша, 11-15 сентября, 2006 г.), 25-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (SOFT-25, Росток, Германия, 15-19 сентября 2008 г.), 26-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (SOFT-26, Порту, Португалия, 27 сентября - 1 октября, 2010 г.), 12-й Международной конференции но материалам для термоядерных реакторов (ICFRM-12, Санта-Барбара, США, 4-9 декабря, 2005 г.),

14 -й Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (ICFRM-14, Саппоро, Япония, 6-11 сентября 2009 г.), 15-й Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (ICFRM-15, Чарльстон, США, 16-22 октября 2011 г.), 7-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-7, Санта-Барбара, США, 11-13 декабря, 2005 г.), 8-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-8, Лиссабон, Португалия, 5-7 декабря, 2007 г.), 9-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-9, Алматы, Казахстан, 15-17 сентября, 2009 г.). Личный вклад

Автором разработана технология и изготовлены образцы бериллида титана Веп'П методами плавлением электрода и горячего изостатического прессования, планирование и организация механических испытаний и экспериментов по термодесорбции трития и окислению в воздушной среде, исследований микроструктуры и распухания образцов бериллида титана и нелегированного бериллия, облученных в реакторе HFR, под общим руководством к.т.н. В.П. Чакина.

Автором осуществлялась непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе, а также обработка, обобщение и анализ собственных результатов с привлечением литературных данных.

Достоверность результатов

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных испытательных установок, сличительными экспериментами с российскими и зарубежными лабораториями, согласованностью результатов с опубликованными экспериментальными!! данными других исследователей. Публикации

По материалам диссертации в различных отечественных и зарубежных специализированных журналах опубликовано 10 печатных работ: 8 из списка ВАК, 2 - в сборниках трудов международных конференций. Объем и структура диссертации

Диссертация состоит из введения, 6-ти глав, выводов, списка литературы. Диссертация изложена на 143 страницах, содержит 83 рисунка, 10 таблиц, список литературы из 109 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении дана общая характеристика работы, обоснована актуальность выбранной темы, определены цели и задачи исследования, указаны научная новизна и практическая значимость, а также сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

Первая глава является обзорной. В ней приведены проектные характеристики реакторов ИТЭР и ДЕМО, в которых предусмотрено использование бериллия и бериллидов в качестве материалов размножителя нейтронов в бридерном бланкете.

Рассмотрены основные свойства бериллия, бериллида титана Веі:Ті и бериллида ванадия Ве^У, обуславливающие нх выбор в качестве замедлителей нейтронов в термоядерном реакторе. Сделан обзор ранее проведенных работ по исследованию поведения бериллия и его интерметаллических соединений под облучением нейтронами в широком интервале температур [5-7].

Описана технология производства бериллиевых мннисфер диаметром 1 мм методом плавки вращающегося электрода.

Показаны диаграммы состояния Ве-Ті и Ве-У и рассмотрено несколько уже известных способов производства бериллидов титана и ванадия с использованием различных методов [8,9].

Был сделан обзор ранее опубликованных работ, в которых было рассмотрено влияние толщины слоя оксида бериллия ВеО на диффузию водорода и его изотопов как в облученном бериллии, так и в исходном состоянии (без облучения нейтронами) [10,11].

По результатам обзора сделан вывод о неоходимости разработки технологии производства бериллидов на лабораторном уровне. Отмечено, что практически отсутствуют данные по микроструктуре и целому ряду физико-механических свойств бериллидов Веі?Ті и Ве,2У. Помимо этого, большой интерес представляют данные но изменению свойств бериллия и бериллидов после их нейтронного облучения в высокопоточном исследовательском реакторе НЖ при параметрах близких условиям эксплуатации в термоядерном рсакгоре.

Шї_второй глаие приводится описание трех методов производства

образцов, содержащих бериллид титана Ве,2Ті, на лабораторном уровне.

При получении образов из Ве,2Ті по одному из методов применялась электродуговая плавка Ве-Ті дисков, изготовленных методом холодного прессования, в атмосфере аргона. По результатам анализа микроструктуры с

применением ТЭМ и рентгеновского дифрактометра сделан вывод о том, что полученные образцы состоят, главным образом, из бериллида титана Ве^Тл. В частности, результаты ТЭМ исследований, на которых показано изображение фазы Ве12Т1 с высоким разрешением и обработка данного изображения с использованием быстрого преобразования Фурье, представлены на рис. 1 (а) и 1 (б).

Рис. 1. ТЭМ изображение в высоким разрешением зерна Ве^Т! с осью зоны [111] (а) и это же изображение с использованием быстрого преобразования Фурье для тетрагональной решетки (б)

Другие два метода производства образцов, состоящих из бериллида титана Ве12Т1, были основаны на применении горячего изостатического прессования (ГИП) смеси порошков Ве-30,8 масс.% Т1. Причем в одном случае была использованы крупнозернистые порошки бериллия и титана, имеющими размеры частиц 63-100 мкм и 150-200 мкм, соответственно, а в другом -

ультрамелкозернистые порошки с размером зерна 2-5 мкм. Было установлено, что существенное влияние на процесс образования бериллида титана имеет размер частиц исходных порошков. Так, ГИП смеси порошков бериллия и титана, обладающих крупным размером частиц, привело к образованию материала с двухфазным составом a-Be + Be12Ti, имеющем большое количество нерастворенного бериллия.

Добиться получения практически чистой фазы ВеІ2Ті удалось при использовании в качестве исходных материалов ультрамелкозернистые порошки бериллия и титана, полученные методом мокрого измола в шаровой мельнице. Результаты рентгенофазового анализа полученных данным способом образцов из бериллида титана показаны на рис. 2.

10000- g

8000-

о

X m s

0

1 Ф

6000-

4000

2000-

Угол дифракции,0

Рис. 2. Рентгенофазовый анализ прутка Ве-Тк полученного методом ГИП смеси ультрамелкозернистых порошков бериллия и титана

С целью проведения сравнительного анализа материалов от различных производителей была также исследована микроструктура образцов из бериллида титана Be12Ti, изготовленных в компании Brush Wellman, США.

Во 2-ой главе также представлены параметры нейтронного облучения материалов на основе бериллия в рамках эксперимента HIDOBE-Ol, который

проводился в реакторе ЮЯ, расположенном в г. Петтен, Нидерланды (см. табл. 1).

Таблица 1

Параметры облучения бериллиевых материалов в эксперименте

НШОВЕ-01

Материал Средняя температура облучения, К Флюенс быстрых нейтронов, XI 0й н/м2 (Е>1 МэВ) Повреждающая доза, сна Накопление гелия, аррт Накопление трития, аррт

Ве 948 8,92 18,1 2950 285

Ве. Ве,2Т1 873 8,07 16,3 2680 252

Ве, Ве12Т1 740 6,94 13,9 2300 213

Ве 630 5.69 11,3 1890 176

В разделе "Методы исследований" описаны следующие методики и экспериментальные установки для исследования материалов на основе бериллия:

• методы приготовления образцов и исследований микроструктуры с использованием оптического (ОМ), растрового (РЭМ) и трансмиссионного (ТЭМ) электронных микроскопов;

• методика расчета локального распухания образцов после облучения нейтронами с использованием изображений, полученных на ТЭМ;

• ядерно-физические методы исследований на ускорителе заряженных частиц Ван-де-Грааффа с применением обратного резерфордовского рассеяния и анализа эмиссии рентгеновского излучения;

• установка по высокотемпературному насыщению материалов газовой смесью "водород-тритий" и последующим термодесорбционным испытаниям;

• методика проведения механических испытаний на сжатие при постоянной нагрузке и ползучесть цилиндрических образцов и минисфер диаметром 1 мм из бериллиевых материалов.

В третьей главе приводятся экспериментальные данные исследований микроструктуры образцов на основе бериллия после облучения нейтронами в эксперименте НШОВЕ-01.

Исследования микроструктуры минисфср из бериллия диаметром 1 мм проводились с использованием ТЭМ и РЭМ после температур облучения 630, 740, 873 и 948 К. Было установлено, что с ростом температуры облучения увеличивается как величина распухания, гак и размеры пор в минисферах. Обнаружено, что уже при минимальной температуре облучения (630 К) образуются газовые пузырьки размером порядка 8 нм и объемной плотностью

5,71 хЮ22 м"3. С повышением температуры облучения до 948 К наблюдалось увеличение размеров газовых пузырьков до 50-150 нм с уменьшением объемной плотности пузырьков до 6,ОхЮ20 м-3, с применением методики оценки распухания по ТЭМ изображениям было установлено, что с ростом температуры облучения от 630 К до 948 К величина локального распухания облученных бериллиевых минисфер возросла с 1,8 % до 7,0 %. На рис. За и 36 показаны изображения микроструктуры облученных при 630 и 948 К минисфер из бериллия, полученные с помощью ТЭМ.

- ■■ 'V ^ ......

цЯИ» ЙШШ

шршщёщ®!

I9 жйй^ £» '

^ншнш

150пт

а б Рис. 3. Газовые пузырьки в объеме фрагментов бериллиевых минисфер диаметром 1 мм после облучения при 630 К (а) и при 948 К (б)

Исследования микроструктуры образцов из бериллида титана Ве12П проводилось после облучения нейтронами при 740 и 873 К. Следует отметить, что для исследований с помощью ТЭМ была использована методика дробления в жидком азоте облученных образцов. Применение данной методики обосновано высокой хрупкостью образцов после нейтронного облучения и, как следствие, возникшими трудностями при изготовлении стандартных образцов диаметром 3 мм и толщиной 0,2 мм. Экспериментальным путем было установлено, что, как и в случае исследований облученных минисфер из бериллия, имеет место увеличение размеров газовых пор с ростом температуры облучения. Так, температуре облучения 740 К соответствовал средний размер газовых пузырьков 1-2 нм и объемная плотность 7,86х1024 м"3, а после облучения при 873 К размер пузырьков составлял порядка 15-20 нм при значениях объемной плотности 2,13x10 м'3. При этом распухание бериллида титана Ве12Т1 для температур

облучения 740 К и 873 К, рассчитанное по ТЭМ изображениям, составляет 0,08 % и 0,28 %, соответственно, что примерно на порядок ниже значений распухания минисфер из бериллия. На рис. 4а и 46 показаны изображения, полученные с помощью ТЭМ, образцов из бериллида титана после нейтронного облучения, соответственно, при 740 и 873 К.

~ шнмй Р

і««« вііішішішіш

пн

рй®

■■ ІІіШІіІІІ щ

■' 7 £І -'> V-". ' ШШШШв

Рис. 4. Газовые пузырьки в объеме образцов из бериллида титана Ве^Т!, облученных при 740 К (а) и 873 К (б)

По результатам исследования микроструктуры облученных образцов на основе бериллия был сделан вывод, что причиной более низкого распухания бериллида титана в сравнении с нелегированным бериллием является меньшая способность к деформированию тетрагональной кристаллической решетки бериллида по сравнению с гексагональной плотноупакованной решеткой бериллия, что приводит к затрудненности формирования и роста газовых пузырьков под облучением.

Четвертая глава посвящена изучению термодесорбции трития из бериллиевых минисфер диаметром 1 мм и образцов бериллида титана Ве12Т1 после их предварительного насыщения смесью "водород-тритий" при высоких температурах (973-1373 К). Также в данной главе рассмотрена термодесорбция трития из облученных при 630, 740, 873 и 948 К минисфер из бериллия.

На рис. 5 показаны кривые термодесорбции трития из бериллиевых минисфер после их насыщения смесью Н2-500 аррт Т2 при различных температурах.

Время, хЮ4. с

Рис. 5. Кривые термодесорбции трития после загрузки газовой смесью Н2-

500 аррш Т2 при температурах 973-1373 К в течение 1 ч

Было показано, что с увеличением содержания окиси бериллия ВеО в объеме минисфер происходит смещение максимума скорости выхода трития в область более высоких температур, что свидетельствует о захвате трития частицами окиси бериллия. Была рассмотрена физическая природа возникновения различных пиков десорбции, соответствующих максимальной скорости выхода трития, схематично представленная в виде энергетической диаграммы на рис. 6.

газовая фаза

поверхность

твердая фаза

¡дасе • моргая агвоащян даесоцгацин шлекухн Т2 Езде ■ энергия «ттаадкн здяр&чик - энергия алтетащи дасвувцяи £|1ств • экргкя аггаащт ркпфМаетх Ь. энергия итташия ¡шт атомов трития струиуркымя дефектами Йщфф - зиргия аиакцах дяффузкн трития I твердей фазе

Рис. 6. Энергетическая диаграмма, иллюстрирующая взаимодействие трития с твердофазными материалами

Сравнение параметров темодесорбции трития из различных образцов на основе бериллия, включая бериллид титана Ве12Т1, изготовленный различными методами, показано на рис. 7. Был сделан вывод, что порядка 75-78% трития, накопленного в образцах, состоящих из Ве12"П, было десорбировано еще до выхода на стадию выдержки при 1373 К. "В то же время аналогичная величина для бериллиевых минисфер диаметром 1 мм лишь немногим превышала 40%. Это объясняется тем, что вероятно захват трития в образцах из бериллида титана Ве12"П, происходил не столь интенсивно, как в чистом бериллии.

а -1 мм бериппиевые минисферы, NGK, Япония б - двухфазный образец состава Ве+Ве Ti, KIT

Температура образца, К

Рис. 7. Зависимость относительного выхода трития от температуры образца в относительных единицах (%)

При анализе кривых гермодесорбции трития из бериллиевых минисфер, облученных при различных температурах, отслеживалась зависимость начала интенсивного выхода трития из образцов от температуры облучения. Оказалось, что чем ниже температура облучения, тем раньше начинается ускоренный выход трития (рис. 8). На основании полученных данных был сделан вывод, что интенсивный выход трития начинается лишь при температурах, превышающих температуру облучения Тоб,,.

4.5x10° 4.0x106'

3.0x10°

н

з:

5- 2,5x106

™ 2.0x10е о"

х е

3 15x106 со

и 1.0x10е

О.

о 5,0x10'

1 1 1 1

6П = 630 к

■/ " \ —»—т , = 740 К

в \ —'—Т«» = 873К

I \

/ й %

/

/ +

/ * о А 'Л + 'Л 1 ть

■Я 1 %....... \ '.Ж % \

[

/

У Ои + А 4 а

- 1200

Ф 3

о о о\

1,0x10

2.0x10

3.0x10

Время, С

Рис. 8. Кривые термодесорбции трития из бериллиевых минисфер диаметром 1 мм, облученных при различных температурах

Было установлено, что с ростом температуры облучения, начиная с 740 К, начинается резкое снижение остаточного содержания трития в минисферах. Это означает, что часть трития выходит из минисфер уже в процессе облучения до начала термодесорбционных испытаний. В частности, при максимальной температуре облучения 948 К остаток трития в минисферах не превышает 1-2 % от наработанного количества газа в процессе облучения в реакторе.

В пятой главе представлены экспериментальные данные по исследованию механических характеристик бериллиевых минисфер и образцов из Ве^Т) после облучения в реакторе НРЯ в рамках эксперимента НГООВЕ-01.

На цилиндрических образцах из бериллида титана в исходном состоянии и после облучения при 740 К были проведены испытания на сжатие с использованием постоянного нагружения, равного 1000 Н.

После испытаний при 923 К наблюдалось хрупкое разрушение образцов как в исходном состоянии, так и после облучения при 740 К. Величина относительной деформации, при которой происходило разрушение обоих испытываемых образцов не превышала 2%. Стоит отметить, что данным значениям относительной деформации соответствовало изменение размеров образцов за счет образования и распространения трещин внутри материала в процессе механических испытаний. На рис. 9 изображен внешний вид

облученного образца бериллида титана после испытаний на сжатие при 923 К, на котором видно, что разрушение образца произошло путем хрупкого скола под углом примерно 45 ° к оси нагружения.

И@6®рй

Рис. 9. Фрагмент образца из бериллида титана, облученного при 740 К, после испытания на сжатие при 923 К и постоянной нагрузке 1000 Н

Для оценки механических характеристик бериллиевых минисфер диаметром 1 мм в исходном и облученном состояниях были проведены испытания на ползучесть при температурах Тисп, близких соответствующим температурам облучения Тобл. При проведении испытаний на ползучесть минисфер из бериллия, облученных при 630 и 740 К, было показано, что они обладают более высокими прочностными характеристиками по сравнению с исходными образцами (рис. 10). В то же время при испытаниях на ползучесть при 923 К и 1023 К минисфер, облученных, соответственно, при 873 К и 948 К, было обнаружено, что их скорость ползучести выше, чем у исходных образцов при аналогичных условиях испытаний (рис. 11).

о

300

- 250

о; ^

| 200

о_

о

■е-

ш 150-1 ч:

о;

го

1 ь

2 с;

о о

ю <

100

50

хгютззз

сР°

^ачхясозхсохахсю

■сс

:осРССО

ЙССООСС0

Т = 798 К

исп

Р = 90 Н —□— исх. сост. —о— облуч. сост.

1х103

2х103 3x103 Время, мин

4x103

5x103

6x103

Рис. 10. Кривые ползучести бериллиевых минисфер диаметром 1 мм в исходном состоянии и после облучения при 740 К

140

. - 120-

. 100

1х103

ТИСП = 1023 К Р = 15 Н —□—исх. сост. —о—облуч. сост.

2x10

3x103

4x103

5x103

6x103

Время, мин

Рис. 11. Кривые ползучести бериллиевых минисфер диаметром 1 мм в исходном состоянии и после облучения при 948 К

В шестой главе приводятся экспериментальные данные исследований окисления бериллиевых минисфер диаметром 1 мм и образцов из Ве12'П и Вс,2У. Изучение поверхности проводилось с использованием сфокусированных пучков ионов гелия Не4 и протонов р+, обладающих энергиями 1,6 и 2,0 МэВ, соответственно.

Для оценки поведения при окислении на воздухе образцов из бериллида титана Ве12Т1 и бериллида ванадия Ве^У были проведены отжиги при 1073 К продолжительностью 1 ч. На рис. 12 показан спектр обратного резерфордовского рассеяния с поверхности отоженных образцов. 3500-

3000-

2500.

о 2000-ш

О 1500н

X

<ц

н

5 1000-

500

я "и

Ве12У, 1073 К. 1 ч, воздух ' ТЪ Ве12Т1, 1073 К. 1 ч. воздух ¡^к^'

77

4Цвншк;

100

200

300

500

600

700

400

Канал

Рис. 12. Спектр с поверхности образцов из Ве^И и Ве^У после отжига на воздухе при 1073 К длительностью 1 ч

Исследования толщины окисной пленки на бериллиевых минисферах проводились как в исходном состоянии, так и после высокотемпературного отжига на воздухе или насыщения газовой смесью Н2-500 аррт Т2 при следующих параметрах:

а) отжиг при 873 К на воздухе длительностью 1 ч;

б) отжиг при 1073 К на воздухе длительностью 1 ч;

в) насыщение газовой смесью водорода с тритием при 1123 К в течение 6 ч;

г) насыщение газовой смесью водорода с тритием при 1373 К в течение 12 ч.

На рис. 13 представлены результаты измерений толщины пленки оксида бериллия ВеО при помощи метода обратного резерфордовского рассеяния с использованием пучка ионов гелия Не+.

исходное состояние отжиг на воздухе, 873 К, 1 ч отжиг на воздухе, 1073 К, 1 ч после загрузки Н.,-500 ррт Т после загрузки Нп-500 ррт Т,

1123 К, 6 ч 1373 К, 12 ч

200 250 Канал

450

Рис. 13. Результаты анализа поверхности бериллиевых мииисфер диаметром 1 мм методом обратного резерфордовского рассеяния

В таблице 2 представлены результаты количественной оценки толщины слоя окиси бериллия, полученные с использованием программы ВА№2, до и после термических испытаний в различных газовых средах.

Таблица 2

Результаты измерений толщины слоя ВеО до и после испытаний бериллиевых минисфер диаметром 1 мм в различных газовых средах

Состояние Температура, К Атмосфера Время, ч Толщина слоя ВеО, мкм

Исходное - - - 0,15

После отжига 873 Воздух 1 0,15

После отжига 1073 Воздух 1 0,25

После насыщения газовой смесью 1123 Н2 - 500 аррт Т2 6 0,6

После насыщения газовой смесью 1373 Н2 - 500 аррт Т2 12 >2

Особый интерес представляли исследования поверхности бериллиевых минисфер после их предварительной загрузки водородом, содержащим 500 арргп трития. На рис. 13а представлен вид поверхности минисферы после такого насыщения при 1123 К в течение 6 ч. Видно, что вся поверхность минисферы покрыта многочисленными объектами, имеющими форму сферической частицы, как бы насаженной на тонкую ножку или волокно (рис. 136). Эти объекты в научной литературе имеют название вискерс. Был сделан вывод, что основной причиной возникновения и роста вискерсов является химическое взаимодействие бериллия с водородом или водяными парами, содержащимися в окружающей газовой среде.

а б

Рис. 13. Поверхность бериллиевых минисфср после насыщения водородно-тритиевой смесью Н2 - 500 аррт 'Г2 при 1123 К, 6 ч (а) и изображение вискерсов, образующихся на поверхности (б)

На основании полученных данных был сделан вывод, что при отжигах на воздухе при температуре 1073 К длительностью 1 ч толщина окисной пленки на бериллиевых минисферах и образцах из бериллида титана Ве]211 имеет сопоставимые значения (0.25-0,3 мкм). Большую толщину (0,7 мкм) имеет окисная пленка на поверхности образца из Ве12У.

Было установлено, что в процессе отжигов на воздухе образцов из Ве12Т1 и Ве12У наблюдается образование в приповерхностных слоях преимущественно окисной пленки ВеО, поскольку этот процесс является термодинамически более выгодным, чем образование других оксидов из систем ТьО или У-О.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Анализ результатов проведенных исследований бериллиевых минисфер диаметром 1 мм и образцов из бериллидов титана Ве]2Т1 и ванадия Ве12У как перспективных материалов нейтронного размножителя бридерного бланкета термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО позволяет сделать следующие выводы: 1. Разработаны способы изготовления Ве-"П образцов, содержащих бериллид титана Ве^ТЧ, основанные как на применении методов плавки, так и с использованием порошковой металлургии. В частности, методом горячего изостатического прессования (ГИП) получены прутки сплава Ве-Тл однофазного

состава, соответствующего стехиометрическому составу бериллида титана Ве^И, при использовании ультрамелкозернистой смеси порошков бериллия и титана с размером зерна 2-5 мкм состава Ве-30,8 масс.% '11 при изостатическом давлении и температуре 1623 К.

2. С использованием ТЭМ установлено, что как бериллиде титана Ве^И, так и в нелегированном бериллии образуются газовые пузырьки и поры, размер и объемная плотность которых зависят от температуры облучения соответствующего материала. Так, с увеличением температуры облучения от 740 К до 873 К распухание образцов из бериллида титана Ве|2Т1 увеличивается с 0,08 % до 0,28 %, а с ростом температуры облучения от 630 К до 948 К распухание бериллиевых минисфер возрастает с 1,8 % до 7,0%. Это свидетельствует о меньшей склонности к радиационному распуханию бериллида титана по сравнению с нелегированным бериллием.

3. Показано, что наибольшей скорости выхода трития из образцов Ве^Т! после предварительного насыщения газовой смесью "водород-тритий" соответствует температурный интервал 835-950 К, в то время как максимальная скорость выхода трития из бериллиевых минисфер диаметром 1 мм происходит при более высокой температуре порядка 1200 К. Это свидетельствует о сравнительно меньшей склонности к удержанию трития в образцах бериллида титана по сравнению с нелегированным бериллием.

4. При испытаниях на сжатие образцов из бериллида титана при температуре 923 К, как в исходном состоянии, так и облученных при 740 К, происходит хрупкое разрушение при относительной деформации порядка 2 %, которая вызвана образованием и распространением трещин внутри материала. Таким образом, облучение практически не внесло дополнительного вклада в деградацию механических свойств бериллида титана.

5. Максимальная толщина окисной пленки на поверхности бериллиевых минисфер и образцов из бериллида титана Ве^И при окислении на воздухе при температурах 873 К и 1073 К имеет сопоставимые значения порядка 0,25-0,3 мкм.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

Из перечня ВАК:

1. P. Kurinskiy, A. Cardella, М. Klimiankou, A. Moeslang, А.А. Goraieb, Production and thermal stability of beryllium with fine grain structure to improve tritium release during neutron irradiation, Fusion Engineering and Design 75-79 (2005) 709-713.

2. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, Production and characterisation of titanium beryllides for HIDOBE irradiation, Journal of Nuclear Materials 367-370 (2007) 1069-1072.

3. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, H. Harsch, Manufacturing methods and characterisation of titanium beryllides, Fusion Engineering and Design 82 (2007) 2353-2358.

4. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, A.A. Goraieb, H. Harsch, E. Alves, N. Franco, Characterisation of titanium beryllides with different microstructure, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 1136-1139.

5. V. Chakin, R. Rolli, P. Vladimirov, P. Kurinskiy, M. Klimenkov, A. Moeslang, Temperature-programmed desorption of tritium loaded into beryllium, Physica Scripta T138 (2009) pp. 14035/1-4.

6. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, E. Alves, L.C. Alves, N. Franco, Ch. Dorn, A.A. Goraieb, Comparative study of fusion relevant properties of Be)2Ti and Be12V, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2454-2457.

7. V. Chakin, M. Klimenkov, R. Rolli, P. Kurinskiy, A. Moeslang, C. Dorn, Microstructural and tritium release examination of titanium beryllides, Journal of Nuclear Materials 417(2011)769-774.

8. V. Chakin, A. Moeslang, P. Kurinskiy, R. Rolli, H.-C. Schneider, E. Alves, L.C. Alves, Tritium permeation, retention and and release properties of beryllium pebbles, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2389-2392.

Прочие издания:

1. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, A.A. Goraieb, H. Harsch, C. Dorn, W. Haws, Mechanical performance of titanium beryllides, Proceedings of the 9th IAE International Workshop on Beryllium Technology BeWS-9, Sept. 15-17, 2009, Almaty, Kazakhstan, 52-55.

2. V. Chakin, R. Rolli, A. Moeslang, P., Kurinskiy, Thermodesorption examination of beryllium pebbles with loaded tritium, Proceedings of the 9th IAE International Workshop on Beryllium Technology BeWS-9, Sept. 15-17, 2009, Almaty, Kazakhstan, 76-84.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

ТЯР - термоядерный реактор;

ИТЭР - международный термоядерный экспериментальный реактор; ДЕМО - демонстрационный термоядерный реактор второго поколения; н/м - нейтронов на квадратный метр;

HFR - High Flux Reactor (в переводе с английского языка -высокопоточный реактор);

HIDOBE -название облучательного эксперимента составлено из первых двух букв слов High Dose Beryllium (в переводе с английского языка -высокодозный бериллий)-,

appm - atomic parts per million ( в переводе с английского языка - атомных частей на миллион)',

ГИП - горячее изостатическое прессование;

ОМ - оптический микроскоп;

РЭМ - растровый электронный микроскоп;

ТЭМ - трансмиссионный электронный микроскоп;

ТИсп - температура испытаний на ползучесть, К;

Р - величина постоянной нагрузки при испытаниях на ползучесть, Н;

исх. сост. - исходное состояние;

облуч. сост. - облученное состояние.

СПИСОК ЦИТИРОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

[1] L.V. Boccaccini, L. Giancarli, G. Janeschitz, S. Hermsmeyer, Y. Poitevin, A. Cardella, E. Diegele, Materials and Design of the European DEMO blankets, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 148-155.

[2] M. Dalle Donne, G.R. Longhurst, H. Kawamura, F. Scaffidi-Argentina, Beryllium R&D for blanket application, Journal of Nuclear Materials 258-263 (1998) 601-606.

[3] H. Kawamura et al., Present status of beryllide R&D as neutron multiplier, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 112-118.

[4] Ch. Dorn, W.J. Haws, E.E. Vidal, A review of physical and mechanical properties of titanium beryllides with specific modern application of TiBei2, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 319-322.

[5] V.P. Chakin, V.A. Kazakov, R.R. Melder, Yu.D. Goncharenko, I.B. Kupriyanov, Effects of neutron irradiation at 70-200 °C in beryllium, Journal of Nulcear Materials 307-311 (2002) 647-652.

[6] I.B. Kurpiyanov, V.A. Gorokhov, R.R. Melder, Z.E. Ostrtovsky, G.N. Nikolaev, Microstructure and mechanical properties of neutron irradiated beryllium, Proceedings of the Third IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, October 22-24, 1997, Mito, Japan, 267-275.

[7] D.S. Gelles, H.L. Heinisch, Neutron damage in beryllium, Journal of Nuclear Materials 191-194(1992) 194-198.

[8] M. Nakamichi, K. Yonehara, D. Wakai, Trial fabrication of beryllides as advanced neutron multiplier, Fusion engineering and Design 86 (2011) 2262-2264.

[9] M. Uchida, H. Kawamura, M. Uda, Y. Ito, Elementary development of beryllide pebble fabrication by rotating electrode method, Fusion Engineering and Design 69 (2003)491-498.

[10] R.A. Anderl, M.R. Hankins, G.R. Longhurst, R.J. Pawelko, R.G. Macaulay-Newcombe, Hydrogen transport behavior of beryllium, Journal of Nuclear Materials 196-198(1992)986-991.

[11] P.M.S. Jones, R. Gibson, Hydrogen in beryllium, Journal of Nuclear Materials, 21 (1967) 353-354.

Подписано в печать 7.09.2012. Формат 60 х 84/16. Гарнитура Times New Roman. Усл. печ. л. 1,0. Тираж 100 экз. Заказ № 149 /ЗЧЗ

Отпечатано с оригинал-макета в Издательском центре Ульяновского государственного университета 432017, г. Ульяновск, ул. Л. Толстого, 42

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

1.1. Термоядерные реакторы ИТЭР и ДЕМО.

1.2. Бридерный бланкет, содержащий литий, и особенности эксплуатации бериллиевых материалов в бланкете ТЯР.

1.3. Применение минисфер из бериллия в бланкете ТЯР.

1.4. Перспектива использования бериллидов вместо бериллия в качестве размножителя нейтронов.

1.4.1. Фазовые диаграммы и методы производства бериллидов.

1.4.2. Основные физико-механические свойства бериллидов.

1.5. Радиационное повреждение бериллия при нейтронном облучении.

1.6. Изучение диффузии изотопов водорода в материалах на основе бериллия и влияние окиси бериллия на параметры десорбции радиогенных газов.

1.7. Выводы по главе 1.

ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ

ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТОВ.

2.1. Способы производства и микроструктура образцов из бериллида титана.

2.1.1. Вe-Ti образцы, полученные методом электродуговой плавки.

2.1.2. Be-Ti образцы, полученные с применением горячего изостатического прессования.

2.1.3. Образцы из бериллида титана Be!2Ti производства компании Brush Well man, CIIIA.

2.1.4. Бериллиевые минисферы диаметром 1 мм производства компании

ИСК, Япония.

2.2. Облучение в реакторе НРИ.

2.3. Методы исследований.

2.3.1. Исследования микроструктуры и расчет распухания по результатам исследований с использованием ТЭМ.

2.3.2. Механические испытания на сжатие при постоянном нагружении.

2.3.3. Термодесорбционные эксперименты.

2.3.4. Ядерно-физические методы исследования поверхности образцов.

2.4. Выводы по главе 2.

ГЛАВА 3. ИЗМЕНЕНИЕ МИКРОСТРУКТУРЫ И РАСПУХАНИЕ БЕРИЛЛИДА ТИТАНА ПРИ ВЫСОКОДОЗНОМ НЕЙТРОННОМ ОБЛУЧЕНИИ.

3.1. Радиационно-ипдуцированпое образование газовых пор и пузырьков в бериллиде титана и иелегировапном бериллии.

3.2. Распухание бериллида титана и нелегированного бериллия при нейтронном облучении.

3.3. Выводы по главе 3.

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕРМОДЕСОРБЦИИ ТРИТИЯ ИЗ БЕРИЛЛИДА ТИТАНА И БЕРИЛЛИЕВЫХ

МИНИСФЕР.

4.1. Исследования термодесорбции трития из бериллида титана.

4.2. Исследования термодссорбции трития из бериллиевых минисфер.

4.3. Сравнительный анализ параметров термодесорбции трития из бериллида титана и нелегированного бериллия.

4.4. Физический механизм адсорбции и термодесорбции трития из бериллиевых материалов.

4.5. Выводы по главе 4.

ГЛАВА 5. РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ БЕРИЛЛИДА ТИТАНА.

5.1. Механические свойства бериллида титана после нейтронного облучения при 740 К.

5.2. Испытания на ползучесть облученных бериллиевых минисфер диаметром 1 мм.

5.3. Выводы по главе 5.

ГЛАВА 6. ИССЛЕДОВАНИЯ ОКИСЛЕНИЯ БЕРИЛЛИДОВ ТИТАНА И ВАНАДИЯ В ВОЗДУШНОЙ СРЕДЕ.

6.1. Исследования окисления бериллидов титана и ванадия.

6.2. Исследования окисления бериллиевых минисфер.

6.3. Выводы по главе 6.

ВЫВОДЫ.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ.

Ак гуальиос гь гемы

После появления первых атомных реакторов интерес к бериллию и его интерметаллическим соединениям, обладающим уникальным сочетанием ядерно-физических свойств, резко возрос. Малая абсорбция нейтронов ядром и легкость отдачи одного из собственных нейтронов в сочетании с низким атомным весом, удовлетворительной коррозионной стойкостью и высокой прочностью делают бериллий, а также его соединения, в частности, интермегаллиды перспективными материалами для размножителей нейтронов в термоядерном реакторе (ГЯР). В настоящее время актуальными являются исследования, связанные с разработкой международного термоядерного реактора (проекты ИТЭР и ДЕМО). Бериллий в виде засыпки из минисфер диаметром 1 мм предпола1 аегся использовать в качестве материала размножителя нейтронов в блапкетс для воспроизводства трития [1,21. Помимо этою, в качестве альтернативного материала рассматриваются также ипгерме¡аллическис соединения бериллия, эгю бериллиды титана Ве12'П или в меньшей степени бериллиды ванадия Ве^У, свойства которых к настоящему времени изучены еще недостаточно 13,4]. Поэтому необходимы дополнительные исследования и обоснования возможное ш применения бериллидов в тритисвом бланкете ГЯР.

В процессе эксплуатации материалы бланкета взаимодействуют с быстрыми нейтронами, обладающими энергией 14,1 МэВ, образующимися в процессе термоядерного синтеза тяжелых изотопов водорода дейтерия и трития. Рабочие температуры в блапкетс в проекте ДЕМО составляют 573923 К, флюснс ней фонов досгшас1 значений ~ 3x10"' н/м", что соответствует накоплению в бериллии 25700 аррт I слия Не1 и 640 аррт григия 1-Г при повреждающей дозе до 80 сна. При данных условиях эксплуатации происходит существенное изменение свойств материалов, которое является, в первую очередь, результатом накопления гелия и трития в бериллии и С1 о соединениях. Комплексные исследования поведения бериллия и его соединений при параметрах близких к параметрам бланкета ТЯР можно рассматривав, с одной стороны, как обоснование возможности использования перспективных бсриллисвых материалов в бланке тс юрмоядерных реакюров, с другой стороны - как вклад в фундаментальные знания физики твердого чела о бериллии и ею соединениях.

Цслыо района являс1ся исследование влияния высокодозного нейтронного облучения и высоко 1смиера1урпых о1жигов на изменение микроструктуры и физико-механических свойств бериллида титана.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• разработка лабораторной тсхноло! ии и из1 отовлепие образцов из бериллида титана Ве12'П, исследование влияния технологических параметров на его микроструктуру и механические свойства;

• исследование влияния высокодозного нейфоппою облучения на степень распухания и характер образования газовых пор и пузырьков в бериллиде титана;

• исследование параметров тсрмодесорбции фития и? бериллида титана после предварительною высокотемпературного насыщения газовой смесыо водорода и трития;

• исследование влияния нагружепия при постоянной на1рузке на параметры разрушения образцов из бериллида титана до и после нейфонного облучения;

• исследование влияния высоко 1смиера1уриых 01жиюв в воздушной среде па степень окисления бериллида 1И1ана

Пред м е I и ссл сдо ва 11и я

В рабохе исследовали чспыре вида бериллида шшна Вс1211 и одни вид бериллида ванадия Ве12У, изгоювлеппые мел о дом олекфодуювой плавки и горячего изостагичсского прессования, а также минисфсры из бериллия диамефом 1 мм, изюювлепные меюдом плавления вращающегося хпекфода, после облучения в ядерном реакюре 1Г1Я при юмперагурах 630-948 К в ишервале флюенсов пейфопов (5,69-8,92)х 10ь м 2 (Ь>1 МэВ), а 1акже после высокоюмперагурных 01жиюв в воздушной среде и 1азовой смеси водорода и фишя

Научная новизна:

1 Разрабоыпо фи способа производспза на лабораюрпом уровне образцов бериллида Ш1аиа Вс,;11, один из которых основан па 1ехполо1ии плавления элскфодом, а два - с применением операции юрячею изосышческого прессования

2 Усыновлено, чю с увеличением 1смперагуры облучения бериллида шшна 01 740 К до 873 К распухание увеличивайся с 0,08 % до 0,28 %, что значительно ниже распухания нелегированного бериллия (1,8 % при 1смпсра1уре облучения 630 К и 7,0 % при 948 К)

3. По резулыаым 1срмодесорбциоиных испьпаний образцов, предвари 1слыю насыщенных водородом и фшием, усыновлено, чю бериллид гитана обладае! меньшей склонное 1ыо к удержанию фишя но сравнению с пелегированпым бериллием

4 По резулыаым испьпаний наежаше при посюяппой па1 рузке образцов бериллида шына, облученных при 740 К, усыновлено, что при 1емпера1уре испьпапии 923 К образцы разрушались хрупко как в исходном, так и облученном состояниях без значительного усиления хрупкости под воздействием нейтронного облучения.

5. По результатам исследований высокотемпературного окисления в воздушной среде бериллида титана и иелегированного бериллия установлено, что толщина окиспой пленки на образцах бериллида гитана не превышает толщины окиспой пленки на бериллии при сопоставимых условиях испытаний.

Практическая значимоеп> работы:

1. Основные результаты, полученные в ходе работа, позволяют рекомендовать бериллид титана Ве12П к использованию в качестве размножителя нейтронов бланка а термоядерных реакторов в качестве альтернативы нелс1 ировапному бериллию.

2. Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности радиационного изменения свойств бериллида титана в условиях высоко доз но го нейтронного облучения важны для развития фундаментальных представлений о физике радиационного повреждения 'твердого тела.

Основные положения, выносимые на защшу:

1. Использование 1Схнологии горячею изостатического прессования (ГИЛ) ультрамелкозсрпистой смеси порошков бериллия и титана с размером зерна 2-5 мкм состава Ве-30,8 масс.% 'П при изостатическом давлении и температуре 1623 К позволило получить пруток однофазного бериллида штана Вс12'П.

2. Распухание бериллида титана после облучения при 740 К и 873 К составляет 0,08 % и 0,28 %, соответственно, что значительно ниже распухания нелегированного бериллия (1,8 % при гемперагуре облучения 630 К и 7,0 % при 948 К).

3. Бериллид ги1ана обладает меньшей склоииосгыо к удержанию трития по сравнению с бериллием, что выражается в сравнительно более низких температурах начала и окончания выхода трития из образцов в процессе нагрева при тсрмодссорбционпых испытаниях.

4. Нейтронное облучение при температуре 740 К не приводит к значительному усилению хрупкости образцов бериллида титана в процессе механических испытаний на сжатие при 923 К по сравнению с испытаниями в необлучеппом состоянии.

5. По результатам высокотемпературных огжитв в воздушной среде скорость окисления бериллида титана не превышает скороети окисления нелс1 ированпого бериллия при сопоставимых условиях испытаний.

Апробация работы

Основные результаты Диссертации докладывались и обсуждались на следующих международных конференциях и симпозиумах: 23-м Международном симпозиуме по 1срмоядериым 1Схноло1иям (80РТ-23, Венеция, Италия, 20-24 сентября, 2004 г.), 24-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (80Р1-24, Варшава, Польша, 11-15 сентября, 2006 ].), 25-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (80ГГ-25, Росток, Германия, 15-19 сешября 2008 г.), 26-м Международном симпозиуме по термоядерным технологиям (801; Г-26, Пор1у, Португалия, 27 сентября - 1 октября, 2010 г.), 12-й Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (1СНШ-12, Сан га-Барбара, США, 4-9 декабря, 2005 г.), 14-й Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (1С1;КМ-14, Сапноро, Япония, 6-11 сентября 2009 г.), 15-й Международной конференции по материалам для термоядерных реакторов (1СР11М-15,

Чарльстон, США, 16-22 октября 2011 г.), 7-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-7, Сапта-Барбара, CL1IA, 11-13 декабря, 2005 г.), 8-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-8, Лиссабон, Португалия, 5-7 декабря, 2007 г.), 9-й Международной рабочей группе по бериллию (BeWS-9, Алматы, Казахстан, 15-17 сентября, 2009 i.).

Личный вклад

Автором разработана 1схполо1ия и изготовлены образцы бериллидатитана Ве|2П методами плавлеиием электрода и горячего изостатическою прессования, планирование и организация механических испытаний и экспериментов по термодесорбции трития и окислению в воздушной среде, исследований микроструктуры и распухания образцов бериллида тшана и пелегироваипого бериллия, облученных в реакторе IiFR, под общим руководством к.тл!. В.П. Чакина.

Автором осуществлялась пспосредс1 венное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе, а также обработка, обобщение и анализ собственных результатов с привлечением литературных данных.

Дос го верность результатов

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных испыдельных ycianoBOK, сличительными экспериментами с российскими и зарубежными лабораториями, согласованностью результатов с опубликованными экспсриментальпымии данными других исслсд0ва1слей.

Публикации

По ма!ериалам диссср1ации в различных 01счсс1вепных и зарубежных специализированных журналах опубликовано 10 печашых рабо! 8 и 5 списка ВАК, 2 - в сборниках фудов международных конференций.

О бьем и сгрукгура диссср1ации

Диссертция сосюш из введения, 6-ш шав, выводов, списка лиюрагуры Диссертция изложена на 143 сфаницах, содержи! 83 рисунка, 10 1аблиц, список ли 1ера1уры ж 109 наименований.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах:

1. P. Kurinskiy, A. Cardella, М. Klimiankou, A. Moeslang, A.A. Goraieb, Production and thermal stability of of beryllium with fine grain structure to improve tritium release during neutron irradiation, Fusion Engineering and Design 75-79 (2005) 709-713.

2. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, Production and characterisation of titanium beryllides for HIDOBE irradiation, Journal of Nuclear Materials 367-370 (2007) 1069-1072.

3. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, IT. Harsch, Manufacturing methods and characterisation of titanium beryllides, Fusion Engineering and Design 82 (2007) 2353-2358.

4. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, 11. Rolli, A.A. Goraieb, H. ITarsch, E. Alves, N. Franco, Characterisation of titanium beryllides with different microstructure, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 1136-1139.

5. V. Chakin, R. Rolli, P. Vladimirov, P. Kurinskiy, M. Klimenkov, A. Moeslang, Temperature-programmed desorption of tritium loaded into beryllium, Physica Scripta T138 (2009) pp. 14035/1-4.

6. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, E. Alves, L.C. Alves, N. Franco, Ch. Dorn, A.A. Goraieb, Comparative study of fusion relevant properties of Be,2Ti and Be,?V, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2454—2457.

7. V. Chakin, M. Klimenkov, R. Rolli, P. Kurinskiy, A. Moeslang, C. Dorn, Micros true utral and tritium release examination of titanium beryllides, Journal of Nuclear Materials 417 (2011) 769-774.

8. V. Chakin, A. Moeslang, P. Kurinskiy, R. Rolli, H.-C. Schneider, E. Alves, L.C. Alves, Tritium permeation, retention and and release properties of beryllium pebbles, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2389-2342.

9. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, A.A. Goraieb, Ii. Harsch, C. Dorn, W. Haws, Mechanical performance of titanium beryllides, Proceedings of the 9th IAE International Workshop on Beryllium Technology BeWS-9, Sept. 15-17, 2009, Almaty, Kazakhstan, 52-55.

10. V. Chakin, R. Rolli, A. Moeslang, P., Kurinskiy, Thermodesorption examination of beryllium pebbles with loaded tritium, Proceedings of the 9th IAE International Workshop on Beryllium Technology BeWS-9, Sept. 15-17, 2009, Almaty, Kazakhstan, 76-84.

1. Ь.У. Boccaccini, L. Giancarli, G. Janeschitz, S. Iiermsmeyer, Y. Poitevin, A. Cardella, E. Diegele, Materials and Design of the European DEMO blankets, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 148-155.

2. M. Dalle Donne, G.R. Longhurst, IT Kawamura, F. Scaffidi-Argentina, Beryllium R&D for blanket application, Journal of Nuclear Materials 258-263 (1998) 601-606.

3. M. Dalle Donne et al., European helium cooled pebble bed blanket: Design of blanket: module to be tested in I TER, Fusion Engineering and Design 39-40 (1998) 825-833.

4. M. Dalle Donne et al, Kik Design of a Helium Cooled Ceramic Blanket for NET, Fusion Engineering and Design 8 (1989) 115-120.

5. M. Dalle Donne et al, The Karlsruhe Solid breeder blanket and the test module to be irradiated in ITER/NET, Fusion Engineering and Design 87 (1991) 87-94.

6. T. Iwadachi et al., Production of various sizes and some properties of beryllium pebbles by the rotating electrode method, Proceedings of the Third IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, October 2224, 1997, Mito, Japan, 33-38.

7. E. Ishitsuka, H. Kawamura, Thermal and mechanical properties of beryllium pebbles, Fusion Engineering and Design 27 (1995) 263-268.

8. A.J. Stonehouse et al., Mechanical properties of some transition element beryllides, in Mechanical properties of intermetallic compounds (edited by J.FI. Westbrook), Chapter 13, John Wiley & Sons, New York, 1960, 297-3 19.

9. M. Uchida et al., Elementary development of beryllide pebble fabrication by rotating electrode method, Fusion Engineering and Design 69 (2003) 491498.

10. M. Nakamichi, K. Yonehara, D. Wakai, Trial fabrication of beryllides as advanced neutron multiplier, Fusion engineering and Design 86 (2011) 22622264.

11. E. Gillam, H.P. Rooksby, Acta Crystallographica, Structural relationship in beryllium-titanium alloys, 13 (1964) 762-763.

12. F.W. Von Batchelder, R.F. Raeuchle, Acta Crystallographica, The structure of a new series of MBe12 compounds, 10 (1957) 648.

13. L.A. Jacobson et al., Beryllides, Intermetallic Compounds: Vol. 3, Principles and Practice, John Wiley&Sons, Ltd., 2002, 37-51.

14. H. Kawamura et al, Compatibility between Be]2Ti and SS316LN, Journal of Nuclear Materials 307-311 2002 638-6421, K. Tsuchiya et al., Compatibility between Be-Ti alloys and F82H steel, Journal of Nuclear Materials 367-370 (2007) 1010-1022.

15. T. G. Nieh et al., Mechanical properties of vanadium beiyllide VBe]2, Journal of Materials Science 27 (1992) 2660-2664.

16. R.A. Langley, J.M. Donhowe, Study of V-Be diffusion couple by ion backscattering, Journal of Nuclear Materials 63 (1976) 521-526.

17. J И.И. Папиров, Г.Ф. Тихииский, Физическое металловедение бериллия, Атомиздат, 1968, 410.

18. Г. А. Серияев, Радиационная повреждаемость бериллия, Екатеринбург: издательство "Екатеринбург", 2001, 96-102.

19. W. Van Renterghcm ct al., ТЕМ investigation of long-term annealed highly irradiated beryllium, Journal of Nuclear Materials 374 (2008) 54-60.

20. V.P. Chakin, Z. Ye. Ostrovsky, Evolution of beryllium micro structure under high-dose neutron irradiation, Journal of Nuclear Materials 307-311 (2002) 657-663.

21. R.S. Barnes, Metallurgy of Beryllium, London, Chapman and Hall, 1963, 372.

22. D.S. Gelles, H.L. Hcinisch, Neutron damage in beryllium, Journal of Nuclear Materials 191-194 (1992) 194-198.

23. L. Coheur, J.-M. Cayphas, P. Delavignette, M. Hou, Micro structural effects of neutron irradiation in beryllium, Proceedings о f the 4 IEA International Workshop on BeiyIlium Technology for Fusion, September 15-17, 1999, Karlsruhe, Germany, 247-255.

24. M.W. Thompson, Defects and Radiation Damage in Metals, Cambridge, University Press, 1969, 422-424.33 . R.S. Barnes, G.B. Redding, The behaviour of helium atoms injected into beryllium, Atomic and Nuclear Energy, 9, (1958) 99-107.

25. B.S. Hickman, Metallurgy of Beryllium, London, Chapman and Hall, 1963, 410.

26. J.B. Rich et al., The effects of heating neutron irradiated beryllium, Journal of Nuclear Materials 1 (1959) 96-105.

27. J.R. Weir, Metallurgy of BeiyIlium, London, Chapman and Hall, 1963, 395-412.

28. J.B. Rich, G.P. Walters, Metallurgy of Beryllium, London, Chapman and Hall, 1963, 362-371.

29. G.A. Sernyaev et al., Swelling, strengthening and embrittlement of beryllium under neutron irradiation to a fluence of l,72xl021 n/cm2 (E > 0,85 MeV) at temperature of 330-350 °C, Journal of Nuclear Materials 233-237 (1996) 891-897.

30. V.P. Chakin, A.O. Posevin, I.B. Kupriyanov, Swelling, mechanical properties and micro structure of beryllium irradiated at 200 °C up to extremely high neutron doses, Journal ofNuclear Materials 367-370 (2007) 1377-1381.

31. V.P. Chakin, A.O. Posevin, R.R. Melder, State of beryllium after irradiation at low temperature up to extremely high neutron doses, Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 1347-1352.

32. W.R. Wampler, Retention and thermal release of deuterium implanted in beryllium, Journal of Nuclear Materials, 122-123 (1984) 1598-1602.

33. R. Rolli et al., Influence of neutron irradiation on the tritium retention in beryllium, Proceedings of the Third IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, October 22-24, 1997, Mito, Japan, 228-233.

34. B. Tsuchiya, K. Mo r it a, Isotope effects in hydrogen retention of graphite and beryllium irradiated simultaneously with dual H+ and D+ beams, Journal of Nuclear Materials 241-243 (1997) 1065-1070.

35. R.G. Macaulay-Newcombe et al., Thermal absorption and desorption of deuterium in beryllium and beryllium oxide, Journal of Nuclear Materials 191194 (1992)263-267.

36. E. Ishitsuka et al., Micro structure and mechanical properties of neutron irradiated beryllium, Journal of Nuclear Materials 258-263 (1998) 566-570.

37. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, Production and characterisation of titanium beryllides for HIDOBE irradiation, Journal of Nuclear Materials 367-370 (2007) 1069-1072.

38. P. Kurinskiy, A. Moeslang, M. Klimiankou, A.A. Goraieb, Ii. Harsch, Manufacturing methods and charactcrisation of titanium beryllides, Fusion Engineering and Design 82 (2007) 2353-2358.

39. R.F. Burnshah, R.W. Armstrong, The dependence of the hardness of beryllium on grain size, Materials Research Bulletin 4 (1969) 239-250.

40. M. Kawasaki et al., Studies on the mechanical properties of Japanese beryllium, Presses Universitaire de France, Grenoble 1965, 625-648.

41. Ch. Dorn, W.J. Haws, E.E. Vidal, A review of physical and mechanical properties of titanium bcryllides with specific modern application of TiBe^, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 319-322.

42. Y. Mishima et al., Recent results on beryllium and beryllides in Japan, Journal of Nulccar Materials 367-370 (2007) 1382-1386.

43. V. Chakin et al., Tritium release and retention properties of highly neutron irradiated beryIlium pebbles from HIDOBE-Ol experiment, accepted for publishing in Journal of Nuclear Materials, 2012.

44. T. Malis, S.C. Cheng, R.F. Egerton, EELS Log-Ratio Technique for Specimen-Thickness Measurement in the TEM, Journal of Electron Microscopy Technique, Vol. 8, 1988, 193-200.

45. P. Kurinskiy, V. Chakin, A. Moeslang, R. Rolli, A.A. Goraieb, IT. Harsch, E. Alves, N. Franco, Characterisation of titanium beryllides with different microstructure, Fusion Engineering and Design 84 (2009) 1136-1139.

46. V. Chakin, R. Rolli, P. Vladimirov, P. Kurinskiy, M. Klimenkov, A. Moeslang, Temperature-programmed desorption of tritium loaded into beryllium, Physica Scripta T138 (2009) 14035/1-4.

47. V. Chakin, R. Rolli, A. Moeslang, P. Kurinskiy, Thermodesorption examination of beryllium pebbles with loaded tritium, Proceedings of the 9th IAE International Workshop on Beryllium Technology BeWS-9, Sept. 15-17, 2009, Almaty, Kazakhstan, 76-84.

48. V.A. Borodin, A.I. Ryazanov, D.G. Sherstennikov, Low-temperature swelling of metals and ceramics, Journal of Nuclear Materials 202 (1993) 169179.

49. M. Uchida , E. Ishitsuka, IT. Kawamura, Tritium release properties of neutron-irradiated Be12Ti, Journal of Nuclear Materials 307-31 1 (2002) 653656.

50. F. Scaffidi-Argentina, Tritium and helium release from neutron irradiatedberyIlium pebbles from the EXOTIC-8 irradiation, Fusion Engineering and Design 58-59 (2001) 641-645.

51. V. Chakin, A. Moeslang, P. Kurinskiy et al, Tritium permeation, retention and and release properties of beryllium pebbles, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2338-2342.

52. IT. Kawamura et al., Present status of beryllide R&D as neutron multiplier Journal of Nuclear Materials 329-333 (2004) 112-118.

53. G.V. Raynor, Beryllium-rich intermediate phases in beryllium alloys, Journal of Less-Common Metals 1974 37(2) 247-255.

54. И.И. Папиров, Г.Ф. Тихинский, Физическое металловедение бериллия, Атомиздат, 1968, 446.85J J. Rcimann, IT. Iiarsch, Thermal creep of beryllium pebble beds, Fusion Engineering and Design 75-79 (2005) 1043-1047.

55. И.И. Папиров, Г.Ф. Тихинский, Физическое металловедение бериллия, Атомиздаг, 1968, 441.87J V.P. Chakin et al., liigh dose neutron irradiation damage in beryllium asblanket material, Fusion Engineering and Design 58-59 (2001) 535-541.

56. V.P. Chakin, LB. Kupriyanov, R.R. Meldcr, State of beryllium afterirradiation at low temperature up to extremely high neutron doses, Journal of

57. Nuclcar Materials Vol. 329-333 Part В (2004) 1347-1352.

58. J.В. Rich et al., The mechanical properties of some highly irradiatedberyllium, Journal of Nuclcar Materials 4 (1961) 145-153.

59. R.S. Barnes, A theory of swelling and gas release for reactor materials,

60. Journal of Nuclcar Materials 11 (1964) 135-148.

61. C.E. Ells, E.C. Perryman, Effects of neutron-induccd gas formation on beryllium, Journal of Nuclear Materials 1 (1959) 73-84.

62. E.D. Llyam, G. Sumner, Radiation Damage in Solids, Vol. 1, Vienna, 1962, 323.

63. R. Summerling, E.D. liyam, Metallurgy of Beryllium, London, Chapman and Hall, 1963, 395.1941 G.R. Wallwork, The oxidation of alloys (Review), Reports on Progress in Physics, 39, 1976, 401-485.

64. J.N. Wanklyn, P.J. Jones, The aqueous corrosion of reactor metals, Journal of Nuclear Materials 6 (1962) 291 -329.

65. J.L. English, The Metal Beryllium, American Society for Metals, Cleveland, Ohio, 1955, 530-532.

66. J.E. Meredith, J. Sawkill, Metallurgy of Beryllium, London, Chapman and Hall, 1963, 137.

67. J.R. Lewis, Evaluation of beryllides, Journal of Metals, May 1961, 357362.

68. Y. Sato et al., High temperature oxidation behavior of titanium beryllide in air, Proceedings of the Sixth IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, Dec. 2-5, 2003, Miyazaki City, Japan, 140-145.

69. G.E. Darwin, J.Ii. Buddery, Beryllium (Butterworth Scientific Publications), London (1960), 76.

70. O. Kubaschewski et al., The free energy diagram of the system titanium. oxygen, Journal of Institute of Metals (1953) 82, 87-91.

71. O. Kubaschewski et al., The free energy diagram of the vanadium-oxygen system, Journal of Electrochemical Society 98 (1951) 417-424.

72. P. Kurinskiy et al., Comparative study of fusion relevant properties of Be12Ti and Bel2V, Fusion Engineering and Design 86 (201 1) 2454-2457.1061 Kenneth A. Walsh, Beryllium chemistry and processing, ASTM International, 2009, 59.

73. Бериллий. Наука и технология, под. ред. Д.Вебстера и др., Москва, Металлургия, 1984, 477.