Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия

Посевин, Алексей Олегович

Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

Посевин, Алексей Олегович АВТОР

кандидата технических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Ульяновск МЕСТО ЗАЩИТЫ

2011 ГОД ЗАЩИТЫ

01.04.07 КОД ВАК РФ

Диссертация по физике на тему «Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия»

Автореферат диссертации на тему "Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия"

На правах рукописи

Посевин Алексей Олегович

влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия

Специальность: 01.04.07 -физика конденсированного состояния

■»иоол|7

автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

2 7 0КТ 2011

Ульяновск, 2011 год

4858307

Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО «Государственный Научный Центр - Научно-исследовательский Институт Атомных Реакторов» (ОАО «ГНЦ НИИАР») и 1И кафедре физического материаловедения ФГБОУ ВПО "Ульяновский государственный университет"

Научный руководитель:

кандидат технических, наук, Чакин Владимир Павлович

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор,

Светухин Вячеслав Викторович

кандидат технических наук, Фридман Сергей Рувикович

Ведущая организация: Российский Научный Центр «Курчатовский институт»

Защита состоится «25» ноября 2011 г. в ^ часов на заседании диссертационного Совета Д 212.278.01 при ФГБОУ ВПО «Ульяновский Государственный Университет» по адресу: г. Ульяновск, Университетская набережная, 1, корп. 4, ауд 309. С диссертацией можно ознакомиться в научной библиотеке Ульяновского Государственного Университета, с авторефератом на сайте вуза wwsv.uni.uisu.ru.

Автореферат разослан «/?» октября 2011 г.

Отзывы на автореферат просим направлять по адресу:

432000, г. Ульяновск, ул. Л. Толстого, 42, Ульяновский государственный университет, Управление научных исследований.

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

Вострецова Л.Н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность темы.

В настоящее время в мире широким фронтом продолжается развитие работ, связанных с разработкой первого опытно-демонстрационного термоядерного реактора ИТЭР и реактора следующего поколения DEMO. В данной программе принимают участие множество стран Мирового сообщества, в том числе и РФ. Согласно международной стратегии по разработке материалов для термоядерного реактора, а также реакторов 5-го и 6-го поколений, необходимы материаловедческис исследования материалов после облучения до экстремально высоких повреждающих доз (до 150 сна) [I, 2]. Для накопления таких доз используются высокопоточные исслсдоватсльскис реакторы, позволяющие за сравнительно небольшой промежуток времени получить высокие дозы облучения. Важнейшим элементом конструкции некоторых типов данных реакторов является бериллий, который в настоящее время широко используется в качестве материала отражателя и замедлителя нейтронов. Планируется его использование в ТЯР как материала первой стенки и размножителя нейтронов бланкета.

Несмотря на положительный опыт эксплуатации бериллиевых блоков в отражателях исследовательских реакторов их материаловедческие исследования после длительной эксплуатации показали, что материал под облучением подвергается значительному радиационному повреждению. Это выражается в радиационном охрупчивании, образовании трещин и в конечном итоге растрескивании бериллиевых блоков, что недопустимо с точки зрения их безопасной эксплуатации.

В связи с отсутствием собственного (масштабного) бериллиевого производства в России актуальным является поиск путей увеличения срока службы бериллиевых блоков в ядерном реакторе, что послужило поводом для интенсивного изучения механизмов радиационного повреждения этого материала, особенно после облучения до повышенных флюенсов нейтронов. Исследование изменения свойств бериллия после облучения в реакторах деления при максимальных дозах позволяет также прогнозировать поведение этого материала в условиях реактора синтеза, а также составить рекомендации по продлению ресурса бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов (в частности, реакторов СМ и МИР).

Целью работы является исследование влияния нейтронного облучения на физико-механические свойства (накопление гелия, распухание, изменение параметров элементарной ячейки, изменение прочности и микротвердости) и микроструктуру реакторных марок бериллия после облучения при температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0) 1022 см2 (£>0,1 МэВ), и разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков ядерных реакторов. Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• изучение зависимости изменения механических свойств бериллия в области высоких флюенсов нейтронов (до 18-10" см г);

• определение зависимости накопления гелия в бериллии в области высоких флюенсов нейтронов;

• изучение закономерности низкотемпературного распухания бериллия в области высоких флюенсов нейтронов;

• определение зависимости изменения параметров элементарной ячейки бериллия от флюенса нейтронов;

• изучение закономерности изменения микроструктуры бериллия после облучения до высоких флюенсов нейтронов, в частности, определение типа образующихся под облучением дислокационных петель, плоскости залегания и концентрации;

• анализ основных повреждающих факторов нейтронного облучения и следствий их воздействия на бериллий и изделий из него. Разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков отражателя и замедлителя ядерных реакторов.

Предмет исследования.

В работе исследовали 4 марки бериллия (ТВ-56, ТВ-30, ТИП-30 и ДИП-30), изготовленных по технологиям горячего выдавливания и горячего изостатического прессования в исходном состоянии и после облучения в реакторе СМ мри температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0} 10~ см 2 (£>0,1 МэВ).

Научная новизна диссертационной работы:

Получены экспериментальные данные по радиационной повреждаемости бериллия четырех различных марок после облучения при температурах 70 и 200 °С до высоких флюенсов нейтронов (свыше 6-1022 см"2 (£>0,1 МэВ)), в частности:

• Получены закономерности изменения механических свойств исследованных марок бериллия после облучения в области флюенсов нейтронов (0,2-

18) 10" см 2 (£>0,1 МэВ). Наблюдается немонотонный характер снижения прочности с увеличением флюенса нейтронов. Максимальное снижение происходит в области флюснсов от нуля до 2-10" см При максимальных флюеисах нейтронов предел прочности при нулевой пластичности остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие. Микротвердость бериллия после облучения при температуре 70 °С до флюенса нейтронов 15- 10" см"2 составляет 10500 МПа.

• Установлено отклонение от линейной зависимости содержания гелия от флюенса нейтронов в сторону уменьшения газосодержания при флюенсе нейтронов >6-10~ см

• Установлена линейная зависимость распухания исследованных марок бериллия от флюенса нейтронов. Распухание после облучения до флюенса нейтронов -(13-18) 10" см 2 не превышает 4-4,5 %.

• Определены особенности изменения параметров элементарной ячейки бериллия в области флюенсов нейтронов до 9-10" см 2 (£>0,1 МэВ). С увеличением флюенса нейтронов происходит увеличение параметров кристаллической решетки бериллия с последующим снижением, причем параметр «с» и объем элементарной ячейки уменьшаются до значений, ниже исходного уровня.

• При исследовании микроструктуры облученного бериллия обнаружены следующие образования: дислокационные петли вакансионного и междоузельного типа, расположенные в базисных и призматических плоскостях, соответственно; мельчайшие газовые пузырьки (при исследовании с помощью ТЭМ) и сеть связанных между собой зернограничных пор после облучения при температуре 200 °С.

Практическая значимость работы:

1. Основные результаты, полученные в ходе работы, позволяют прогнозировать срок безопасной службы бериллневых блоков исследовательских реакторов.

2. На базе проведенных исследовании предложено увеличить срок службы отражателя из бериллия в ядерном реакторе.

3. Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности радиационного изменения свойств бериллия в условиях нейтронного облучения важны для развития фундаментальных представлений о физике радиационного повреждения твердого тела.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Высокодозное нейтронное облучение бериллия приводит к уменьшению его прочности (до 500-800 % по сравнению с исходным состоянием) и увеличению микротвердости (до 500 %), причем максимальное снижение прочности происходит в интервале флюенсов (0-2) 10" см 2 (£>0,1 МэВ). Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов (-Ю" см"2) остается па уровне 20100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие, максимальное значение микротвердости достигает 10500 МПа.

2. Накопление гелия в бериллии соответствует линейной зависимости при нейтронном облучении до флюенса нейтронов -6-10" см"2. При более высоких флюенсах наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания,

3. Распухание исследованных марок бериллия не зависит от температуры облучения в области температур 70-200 °С и соответствует линейной зависимости в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0) 10" см"2 (£>0,1 МзВ). Максимальное распухание не превышает 4-4,5 %.

4. При облучении бериллия происходит увеличение параметров кристаллической решетки до флюенса нейтронов ~6-10" см"2. Дальнейшее увеличение флюенса нейтронов приводит к уменьшению параметров, причем параметр «с» уменьшается до значений, ниже исходного.

5. Нейтронное облучение бериллия приводит к образованию дислокационных петель вакансионного и междоузельного типа, расположенных в базисных и призматических, соответственно, плоскостях. Облучение при температуре 200 °С до флюенса нейтронов ~102jcm"2 приводит к образованию сети связанных между собой пор и газовых пузырьков внутри и на границах зерен.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на всероссийских и международных конференциях: на 2-3-ей Молодежной Курчатовской Научной Школе (РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, 2004, 2005 гг.), 6-7-м Международном Уральском Семинаре «Радиационная физика металлов и сплавов» (РФЯЦ - Всероссийский институт технической физики, г. Снежинск, 2005, 2007 гг.). Международной Студенческой научной конференции «Полярное сияние 2006» -«Ядерное будущее: безопасность, экономика и право» (МИФИ, г. Санкт-Петербург, 2006 г.), VIJJ-й Российской конференции по реакторному материаловедению (ФГУП «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, 2007 г.), 7-8-й Международной Рабочей Группе по бериллию (Idaho National Laboratory, г. Санта-Барбара, США, 2005 г.; Instituto

Tecnológico e Nuclear, Лиссабон, Португалия, 2007 г.), 1-м Международном Симпозиуме по Материалам Исследовательских реакторов (Oarai Research and Development Center of JAEA, Япония, 2008 г.).

Личный вклад.

Автором проведены подготовка экспериментов и послереакторные материаловсдческие исследования образцов, облученных в реакторе СМ под общим руководством к.т.н. - В.П. Чакина.

Автором осуществлялась статистическая обработка, обобщение и анализ собственных и литературных данных, предложение и развитие моделей, непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе.

Достоверность результатов.

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных испытательных установок, сличительными экспериментами с российскими и зарубежными лабораториями, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.

Публикации.

По материалам диссертации в различных отечественных и зарубежных специализированных журналах опубликовано 19 печатных работ: 5 из списка ВАК (включая патент РФ), 5 в сборниках трудов всероссийских конференций, 5 в сборниках трудов международных конференций, 4 в специализированных журналах научных организаций.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, шести глав, выводов, списка литературы. Диссертация изложена на 138 страницах, содержит 36 рисунков, 7 таблиц, список-литературы из 120 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

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

Первая глава является обзорной. В ней рассматриваются области применения бериллия в реакторной технике и его свойства в исходном и облученном состояниях.

Описаны основные свойства бериллия, обуславливающие его выбор в качестве отражателя и замедлителя нейтронов исследовательских реакторов, фотонейтронного источника и др. материалов реакторной техники.

Отмечены особенности образования дефектов, распухания и изменения механических характеристик бериллия под нейтронным облучением.

По результатам обзора сделан вывод об отсутствии экспериментальных данных по радиационной повреждаемости бериллия в области сверхвысоких флюснсов (свыше 610~ см"2 (£>0,1 МэВ)). Эти сведения необходимы для обоснования увеличения срока службы бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов и использования бериллия в качестве материала ТЯР.

Во второй главе приводится описание методических вопросов проведения экспериментов по исследованию радиационной повреждаемости бериллия в области сверхвысоких флюенсов нейтронов.

В работе исследовали образцы четырех марок бериллия (ТВ-56, ТВ-30, ТИП-30, ДИП-30), изготовленных по технологиям горячего выдавливания и горячего изостатического прессования. Химический состав и размер зерна исследуемых марок бериллия представлен в табл. 1.

Таблица 1

Химический состав исследуемых марок бериллия

Марка Технол огня изготовления Средний размер зерна, мкм Химический состав, % масс.

Ве О Ре А1 81 С МВ

ТВ-56 ГВ* 25 осталмюс 0,98 0,17 0,026 0,016 0,08 нет ланных

ТВ-30 ГВ 15 остальное 1.66 0,11 0,015 0.013 0.08« 0,002

ТИП-30 ГИП 12 остальное 0,89 0,13 0.013 0.013 0.07 0.0066

ДИП-30 ГИП 13 остальное 1,3 0,03 0,005 0,013 0.067 0.0016

*ГВ — горячее выдавливание. ГИП — горячее простатическое прессование.

Образцы анизотропных марок ТВ-56 и ТВ-30 изготавливали в двух ориентациях - вдоль и поперек оси выдавливания.

Облучение проводилось в реакторе СМ в составе 18-и облучателышх устройств при температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,218,0) 1022 см"2 (£>0,1 МэВ). Время облучения составило от двух месяцев до семи лет.

Комплекс материаловедческих исследований бериллия включал следующие методики: определение распухания с помощью измерения геометрических размеров и плотности гидростатическим взвешиванием, исследование микроструктуры методами оптической металлографии и ТЭМ, измерение микротвердости по Внксрсу, механические испытания на растяжение и сжатие, рентгеиоструктуриый анализ и определение содержания гелия масс-спсктромстричсским методом с применением изотопного разбавления.

В третьей главе приводятся экспериментальные данные исследований изменений механических свойств бериллия под облучением.

Все облученные бсриллисвые образцы после механических испытаний на растяжение и сжатие разрушались абсолютно хрупко, поэтому характеристикой степени радиационного повреждения бериллия служит уровень напряжения при разрушении. В исходном состоянии определяли предел прочности испытываемых образцов.

На рис. 1 представлены зависимости изменения прочности бериллия марки ТВ-56 от флюенса нейтронов по результатам испытаний на растяжение (а, б) и сжатие (в, г) для температур облучения 70 (а, в) и 200 "С (б, г). Имеющийся разброс данных связан с хрупкостью облученного бериллия.

Наблюдается уменьшение прочности бериллия с ростом флюенса нейтронов. Характер снижения не монотонный, максимальное снижение происходит в интервале флюенсов нейтронов от нуля до 21022 см 2 (£>0.1 МэВ). При флгоенсах нейтронов превышающих 61022 см2 практически нивелируется разница между образцами, вырезанными вдоль и поперек оси выдавливания, особенно для образцов, облученных при температуре 200 °С.

Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100800 МПа по результатам испытаний на сжатие. Не выявлено влияние температуры облучения (для 70 или 200 °С) на степень деградации прочности бериллия при облучении.

Аналогичный вид имеет дозовая зависимость разрушающего напряжения бериллия марок ТВ-30, ТИП и ДИП, облученных при температурах 70 °С и 200 "С, по результатам испытаний на растяжение при температурах от комнатной до 200 °С.

Н-

-.......1 0 5 10 15

а ] Флюено нейтронов, 10нсм~2

1'. - 70 • с

......-.'.о х

О 5 10 15

в | Флюенс нейтронов, Ю3-см~-

600 --------

500 < i

„400 \\ \

„ 300 с й О л

200 - $ \ \\ \ /\

100 74,

Т . =200 °С

0 5 10 15 л

Флюенс нейтронов, 10" см -

0 5 10 15

Флюенс нейтронов, 10-- см -

Рис. 1. Зависимость1 изменения прочности бериллия марки ТВ-56 от флюенса нейтронов при механических испытаниях на растяжение (а, б) и сжатие (в, г) для температур облучения 70 (а, в) и 200 °С (б, г): —о— - вдоль оси выдавливания, —о— поперек оси.

Дозовая зависимость микротвердости (//,,) бериллия различных марок после облучения при температурах 70 и 200 °С представлена на рис. 2. Рост микротведости бериллия всех исследованных марок с увеличением флюенса нейтронов носит затухающий характер, при этом существенных различий в значениях микротвердости для исследованных марок бериллия для каждой из температур облучения не наблюдается. Максимальное значение микротвердости достигает 10500 МПа.

'Линиями показаны тенденции изменения механической прочности. Здесь и далее предельная относительная погрешность определения флюенса нейтронов составляет 15%.

Факт постоянного увеличения микротвердости (без насыщения) с небольшим замедлением скорости увеличения при больших флюенсах нейтронов связан с накоплением гелиевых и тритиевых атомов-траисмутаптов, а также с ростом напряжений, вызванных анизотропным распуханием зерен.

12000 1 10000 С 8000

6000

4000

2000

• ТоВл-70 Т о Тш'инЯЮТ

12000 10000

С 8000 -

X" 6000 •

4000

2000

• Тои.ч-70 "С

отосл-:оп'с

{ $

, Гт

0 5 10 15 20 -2

Флюснс нейтронов, 10" см

б !

10 15

Флюснс пей тропой, 10 " см"

12000 10000 С 8000

Х- 6000

4000 2000

• Тобл-70 'С о То6л=200 'С

12000 10000 С 8000

^ 6000

4000 2000

• То6л=70"С О ТоГ>л=2(ХГС

10 15

Флюснс нейтронов, 10" см

О 5 10 15 20

П .7

Флюснс нейтронов, 10"" см"

Рис. 2. Микротвёрдость Нг бериллия марок: ТВ-56 (а), ТВ-30 (б), ТИП-30 (в) и ДИП-30 (г) в зависимости от флюснса нейтронов для температур облучения 70 и 200 "С.

Таким образом, в результате воздействия нейтронного облучения на бериллий наблюдается значительная деградация его механических свойств, которая выражается в снижении предела прочности (в 5-8 раз по сравнению с исходным состоянием) и охрупчивании.

В четвертой главе приводятся экспериментальные данные по определению содержания гелия, распуханию и измерению параметров элементарной ячейки облученного бериллия.

Распухание бериллия обусловлено образованием и накоплением атомов-трансмутантов, таких как гелий и тритий. На рис. 3 представлены экспериментальная и расчетная зависимости накопления гелия в бериллии марки ТВ-56 от флюепса быстрых нейтронов для температур облучения 70 °С и 200 °С. Накопление гелия при нейтронном облучении соответствует линейной зависимости до флюепса нейтронов примерно 6'1022см 2 (£>0,1 МэВ). В области флюенсов от 6-Ю22 см 2 до 13-Ю22 см 2 (Е>0,1 МэВ) наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания, при этом концентрация гелия в образце, облученном при температуре 200 °С до флюепса нейтронов ~13-1022см2 (£>0,1 МэВ), существенно ниже, чем в образце, облученном при 70 °С до аналогичного флюенса (17 000 и 14 000 аррт, соответственно). Такое поведение зависимости газонакопления от флюенса нейтронов связано с возможным выходом атомов гелия из материала во время облучения. Причем, вследствие того, что термически активируемая диффузия гелиевых атомов при данных температурах чрезвычайно мала, то в материале должны присутствовать значительные напряжения, способствующие ускорению процесса диффузии гелия.

Кроме того, наличие сети связанных зернограничных каналов, о наличии которых свидетельствуют данные главы 5, также значительно облегчает процесс

Флюенс нейтронов, х1022 см-2 (Е>0,1 МэВ)

Рис. 3. Зависимость содержания изотопа гелия 4Не в бериллии от флюенса нейтронов:

- -в---температура облучения Т,„ъ=П0 °С;

....о.... - температура облучения 7'„й,=200 °С'; _- расчетная зависимость накопления гелня в реакторе СМ.

Зависимость распухания наследованных марок бериллия в рассматриваемой температ урной области 70-200 °С от флюснса нейтронов является линейной. Для примера па рис. 4 представлена зависимость распухания от флюенса нейтронов бериллия марки ТВ-56. Наблюдается небольшое различие (~1 %) в величине распухания, определенного по изменению геометрических размеров и плотности для бериллия марок ГВ-56 и ТИП, облученного при температуре 70 °С. Это обусловлено взаимодействием теплоносителя реактора с поверхностью бериллия и образованием на нем окиспой пленки. Что подтверждается отсутствием различия в величинах распухания, определенных по измерению геометрических размеров и плотности, после облучения в герметичных ампулах, в которых отсутствовал контакт образцов с водяным теплоносителем реактора СМ. Максимальное распухание исследованных марок бериллия не превышает 4-4,5 %.

Флюенс нейтронов, 10 см"

Флюенс нейтронов, Ю" см

Рис. 4. Дозовая зависимость распухания бериллия марки ТВ-56, измеренного по изменению геометрических размеров (о) и плотности (•), от флюенса нейтронов для температур облучения 70 (а) и 200 °С (б).

В табл. 2 представлены результаты определения скорости распухания, полученные с помощью линейной аппроксимации экспериментальных данных. Из данных таблицы следует, что скорость распухания (по отношению к флгоенсу нейтронов) всех исследованных марок бериллия менее 0,4-10 22 %-см2.

Анализ результатов по распуханию (табл. 2, рис. 4) показывает, что величина объемных изменений бериллия в рассматриваемой температурной области (70-200 "С) практически не зависит от температуры облучения и технологии изготовления. Даже при максимальных нейтронных дозах распухание не превышает 4,5 %, что свидетельствует о возможной схожести механизмов распухания в рассматриваемой области температур.

Таблица 2

Значения коэффициентов аппроксимации для зависимости распухания от флюенса нейтронов

Марка Ве ТоГ>.1) С Вид измерения Скорость распухания, 10 22 %/см 2

ТВ-5 6 70 Геометрические размеры (геом.) 0,08

Плотность 0,17

200 Геом.+плотность 0,20

ТВ-30 70 Геом.+плотность 0,38

200 Геом.+плотность 0,22

ТИП 70 Геом. 0,11

Плотность 0,24

200 Геом ,+плотность 0,20

ДИП 70 Геом.+плотность 0,13

200 Геом.+плотность 0,26

Считается (см., напр., [3]), что при низкотемпературном облучении реализуется случай так называемого «твердого» распухания вследствие того, что подвижность вакансий и собственно внедрённых атомов достаточно высока для эффективной аннигиляции и ухода на стоки, а трансмутированные атомы гелия практически неподвижны и занимают узлы кристаллической решетки бериллия. Достоверность этого предположения можно проверить, измерив изменение объёма элементарной ячейки, т.е. объёма, приходящегося в среднем на один атом в теле зерна материала, исключая другие объёмы, когерентно не связанные с кристаллической решёткой. Полезно так же сравнить это «рентгеновское» (определённое с помощью рентгеноструктурного анализа) распухание с общим распуханием - «гидростатическим».

На рис. 5 приведены зависимости изменения параметров элементарной ячейки бериллия в зависимости от флюенса нейтронов. Видно, что до флюенса нейтронов -6-1022 см"2 происходит увеличение параметров кристаллической решетки бериллия. С дальнейшим увеличением флюенса происходит уменьшение параметров, причем параметр «с» уменьшается до значений, ниже исходного. Аналогичным образом изменяется элементарный объем, т.е. имеет место увеличение до ~1 %, но сравнению с исходным состоянием и последующее уменьшение до исходного уровня.

Такое сложное изменение «рентгеновской» плотности от дозы облучения обычно для металлов и может быть объяснено, например, различным поведением

компонент пар Френкеля [4]. Аналогичную зависимость ранее наблюдали при низкотемпературном облучении молибдена, никеля и бериллия [5].

0,361

0,360

0,359

0,35!)

я 0,357 6

0,356 0,355 0,354

0 2 4 6 „8 , 10 Флюенс нейтронов, 10" см ■

0,01650

0,01645

0,01640

г 0,01635

2 0,0.1630

0,01625

0,01620

0,01615

0,01610

0 2 4 6 ^8 Ю Флюенс нейтронов, 10" см"2

1,37

0,87

0,37

-0,13

-0,63

0 2 4 6 8 10 Флюенс нейтронов, 10" см 2

Рис. 5. Изменение параметров элементарной ячейки бериллия в зависимости от флюеиса нейтронов.

Если допустить правильность «твёрдорастворного» распухания бериллия из-за расположения в вакансиях атомов гелия, размер которых больше, чем размер атомов бериллия, то, очевидно, что тогда оба этих дефекта - и собственно внедрённый атом и вакансия с расположенным в ней атомом гелия - должны увеличивать размер элементарной ячейки. И когда часть внедрённых атомов ушла на стоки (а общее число пар Френкеля всё время возрастает), объём элементарной ячейки не может опуститься ниже исходного значения. В противном случае надо сделать абсурдный вывод, что после флюеиса 6-1022 см 2 атомы гелия вдруг покинули свои места в оккупированных вакансиях.

Таким образом, полученные экспериментальные данные относительно изменения параметров элементарной ячейки и гидростатического распухания бериллия после нейтронного облучения при температуре 70 °С позволяю!' критически оценить литературное утверждение об образовании гелием твердого раствора замещения.

В 5-ой главе анализируются результаты исследований особенностей изменения микроструктуры бериллия при облучении до высоких флюенсов нейтронов.

При наблюдении на электронном микроскопе с небольшим увеличением (до 2000 крат) (рис. 6) не удается обнаружить заметных отличий микроструктуры облученного вплоть до флюенса нейтронов 13,3-Ю22 см 2 (£>0,1 МэВ) при температурах 70 "С и 200 "С материала от исходной. Внутри зёрен и на границах видны выделения вторых фаз, зёрна имеют равноосную форму.

Анализ микродифракционных картин от выделений вторых фаз показал, что они являются частицами окиси бериллия. Необходимо отметить, что включения окиси бериллия также присутствуют и в исходном состоянии.

Рис. 6. Микроструктура бериллия, облученного при температуре 70 °С до флюенса 6-1022 см 2.

При исследовании микроструктуры при большем увеличении (рис. 7) наблюдаются следующие эффекты: образование дислокационных петель высокой плотности, образование мельчайших газовых пузырьков внутри и на границе зерна после облучения при температуре 200 "С (рис. 7 (г)), наличие обедненной дефектами зоны вдоль границ зерен (рис. 7 (а, в, г)) шириной ПОнм и 15 нм для бериллия, облученного при 70 и 200 "С, соответственно.

В облученном нейтронами бериллии наблюдали образование дислокационных петель, расположенных в базисных (0001) и призматических ((1010) и (1120)) плоскостях, причем дислокационные петли, лежащие в базисных плоскостях,

относятся к вакансионному типу, а петли, лежащие в призматических плоскостях -междоузельному (рис. 8). Внешний вид и концентрация указанных типов петель сильно различаются, что вызвано различием их природы, в частности, разными плоскостями залегания (рис. 8 (а, в, д) и (б, г)). При этом базисные петли имеют контраст характерный для дефектов упаковки. Петли распределены по структуре крайне неравномерно, часто организуются в скопления.

Рис. 7. Микроструктура облученного бериллия:

а) граница зёрен (Т,л,-70 °С, /-"=6-1022 см"2);

б) внутри зерна (Г,«,=70 °С, Р'=6-1022 см"2);

в, г) граница зёрен (Г„6,=200 "С, ЯН 3-1022 см"2).

Исследование микроструктуры бериллия, облученного при температуре 200 "С до флюенса нейтронов 13-10" см 2, показало наличие значительного количества газовых пузырьков как в теле зерен, так и но границам (рис. 7 (в)), причем средний размер зернограничных пузырьков составляет 6,8 нм, внутризеренных — 4,3 нм. На рис. 8 (д) показаны призматические дислокационные петли. Изображение петель имеет прерывистый контраст, что может свидетельствовать о наличии на границе петель конгломератов атомов гелия, неразрешимых на электронном микроскопе, но создающих в окружающей их матрице поля деформации, влияющих на контраст самой петли.

В ранее проведенных ТЭМ исследованиях облученного бериллия [3, 5] образование пор и газовых пузырьков фиксировалось лишь после облучения при

температурах более 370 °С, либо после проведения отжига при температуре не менее 390 °С.

Рис. 8. Дислокационные петли в облученном бериллии марки ТВ-56:

а) призматические петли (Т„,;,,=70 "С, £=6-1 О*2 см"2);

б) базисные петли (7к,=70 "С, Р=13,3-1022 см"2);

в) призматические петли (Г„д,=70 "С, F:=l3,3■^022 см 2);

г) базисные петли (7^=200 °С, 13 ■ 1 022 см 2);

д) призматические петли (Т,„-„=200 "С, £=!3-1022 см"2);

Микроструктура бериллия при исследовании с помощью метода оптической металлографии в исходном состоянии характеризуется наличием пор, которые являются следствием технологии изготовления материала путем горячего прессования из бериллиевого порошка. На рис. 9 (а, б) для примера представлена исходная микроструктура бериллия марки ТВ-56, изготовленного по технологии ГВ. Размер исходных пор составляет 1-2 мкм.

Нейтронное облучение бериллия ведет к увеличению размера нор и их объемной плотности. Из рис. 9 (в, г) видно, что эволюция микроструктуры бериллия марки ТВ-56 после облучения при температуре 70 °С значительна, в частности, диаметр пор возрос до 3-5 мкм, при этом началось формирование разветвленной

Рис.9. Микроструктура бериллия марки ТВ-56 в исходном состоянии и после облучения при температуре Т„б.,-70 °С:

а) исходное состояние, поперек оси выдавливания;

б) исходное состояние, вдоль оси;

в) облученное состояние, /•—7,5-10" см 2 (£>0,1 МэВ), поперек оси;

г) облученное состояние, £'=13,9 10" см 2 (Е>0,1 МэВ), поперек оси.

К значительно большему увеличению размера пор (до 10-15 мкм) привело облучение бериллия при температуре 200 °С, при этом характер распределения пор по сравнению с облучением при 70 °С принципиально не изменился (рис. 10). В частности, окончательно сформировалась сетка пор по границам зерен.

Рис. 10. Металлография бериллия после облучения при температуре Г„5,=200 °С: а, б) ТВ-56, поперек оси, £=9,8-1022 ем 3 (£>0,1 МэВ); в, г) ТВ-30, вдоль оси, £=11,0-102: см 2 (£>0,1 МэВ); д, е) ТИП-30, £=11,7-Ю22 см 2 (й>0,1 МэВ); ж, з) ДИП-30, £-8,5- Ю22 см "2 (£>0,1 МэВ).

Увеличение размеров и концентрации, наблюдающихся в исходном состоянии пор, происходит, по-видимому, за счет анизотропии распухания отдельных кристаллитов, т.к. имеется тенденция зерен сместиться друг относительно друга вследствие возникающих зернограничных напряжений. При этом значительное накопление гелия в бериллии не является определяющим для процесса образования пор, поскольку диффузионная подвижность гелиевых атомов при низкотемпературном облучении явно недостаточна для их массового перемещения на расстояния, сопоставимые с размером зерен.

Известно также, что гелиевые пузырьки в бериллии, облученном при температуре 70 "С, отсутствуют и образуются лишь после отжига при температуре отжига 390 °С и выше. Однако, при этом некоторое количество гелия, попавшего на границы из приграничных зон, в зернограничных порах должно присутствовать.

В 6-й главе, исходя из опыта эксплуатации бериллиевых блоков в реакторах СМ и МИР, выявляются и анализируются основные повреждающие факторы радиационного повреждения под действием нейтронного облучения бериллия и изделий из него, а также следствия их воздействия. Затем рассматриваются основные варианты увеличения срока службы бериллиевых блоков отражателя и замедлителя реакторов СМ и МИР.

В настоящее время существует два основных варианта увеличения срока службы бериллиевых блоков:

1. Разделение блока на составные части (составной блок) с целью снижения термических и других внутренних напряжений и появления возможности периодической замены более повреждаемой центральной части блока.

2. Использование промежуточного отжига блока до достижения ресурсного флюенса с целью снять накопившиеся внутренние напряжения при низкотемпературном облучении путем перераспределения скоплений атомов гелия.

Выбор температуры промежуточного отжига ограничен газовым распуханием, а также возможностью миграции трансмутированного гелия к границам зерен, что может привести к еще большей хрупкости бериллия. Первые эксперименты с использованием промежуточного отжига свидетельствуют о неоднозначности полученных результатов, в частности, пока нет уверенности в положительном влиянии промежуточного отжига.

Автором совместно с научным руководителем предложено усовершенствовать существующие конструкции блоков из бериллия путем увеличения его рабочей

температуры, а также снятия с самого бериллия роли несущей конструкции. Это достигается за счет заключения его в герметичный чехол из прозрачного для нейтронов радиационно-стойкого конструкционного материала, например, алюминия или циркония. В случае внедрения новой конструкции бериллиевых блоков может быть достигнуто увеличение ресурса с существующего сегодня уровня 6-10" см 2 (£>0,1 МэВ) в два-три раза.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ.

Анализ результатов проведенных исследований бериллия различных марок, облученного в реакторе СМ при температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0} 1022 см~2 (£>0,1 МэВ), позволяет сделать следующие выводы:

1. В результате исследований механических свойств бериллия установлено, что происходит значительная деградация механических характеристик облученного бериллия, которая выражается в снижении предела прочности (до 500-800% по сравнению с исходным состоянием), охрупчивании и увеличении микротвсрдости (до 500 %), причем максимальное снижение прочности происходит в интервале флюенсов (0-2) 1022 см 2 (£>0,1 МэВ). Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие, максимальное значение микротвердости достигает 10500 МПа.

2. Зависимость содержания гелия от флюенса нейтронов соответствует линейной зависимости до флюенса нейтронов -6-1022 см"2. При увеличении флюенса наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания, что свидетельствует о выходе гелия под облучением.

3. Зависимость распухания исследованных марок бериллия от флюенса нейтронов является линейной и не зависит от температуры облучения в области 70200 °С. Максимальное распухание не превышает 4^,5 %.

4. В результате рентгеноструктурного анализа бериллия установлено, что при его облучении происходит увеличение параметров кристаллической решетки до флюенса нейтронов -б-1 022 см"2, с дальнейшим увеличением флюенса имеет место уменьшение параметров, причем параметр «с» и элементарный объем уменьшаются до значений ниже исходного уровня.

5. В результате исследований микроструктуры облученного бериллия обнаружено образование дислокационных петель вакансионного и междоузельного типа, расположенных в базисных и призматических плоскостях, соответственно, что является свидетельством вклада радиационного роста в итоговое изменение

геометрических размеров облученных образцов бериллия. Облучение при температуре 200 °С до флюснса нейтронов см : приводит к образованию сети связанных между собой пор, а также газовых пузырьков внутри и на границах зерен со средним размером 4,3 нм и 6,8 им, соответственно.

6. Имеющиеся незначительные различия в величинах изменения физико-механических свойств под действием нейтронного облучения между исследованными марками бериллия позволяют сделать вывод об отсутствии принципиальной разницы между ними с точки зрения радиационной стойкости. Тенденция нивелирования степени радиационного повреждения особенно заметна при максимальных флюенсах нейтронов.

7. Предложено увеличить срок службы блоков реактора из бериллия путем разбиения его минимум на две части и заключения в герметичный чехол, материал которого обладает низким сечением поглощения нейтронов и повышенной (по сравнению с бериллием) радиационной стойкостью.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ.

Из перечни ВАК":

1. Чакин, В.П. Радиационное повреждение бериллия при температурах 70440 °С и флюенсе нейтронов (0,3-18} 10" см : (£>0,1 МзВ) [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Поссвин. Р.Н. Латыпов//Атомная Энергия,- 2006. - Т. 101, вып. 4. - С. 289296.

2. Чакин, В.П. Накопление и диффузия радиогенного гелия в бериллии [Текст] / В.П. Чакин, C.B. Белозеров, А.О. Посевин//Физика Металлов и Металловедение. - 2007. - Т. 104, №3. - С. 270-274.

3. Chakin, V.P. Swelling, mechanical properties and microstruture of beryllium irradiated at 200 °C up to extremely high neutron doses [Text] / V.P. Chakin, A.O. Posevin, I.B. Kupriyanov i! Journal of Nuclear Materials. - 2007. - Vol. 367-370, Part 2. - P. 13771381.

4. Chakin, V.P. Radiation Growth of Beryllium [Text] / V.P. Chakin, A.O. Posevin, A.V. Obukhov, P.P. Silantyev // Journal of Nuclear Materials. - 2009. - Vol. 386-388. -P. 206-209.

Патенты:

5. Пат. 2344503 Российская Федерация, МПК G21C5/00, G21C11/06.

Отражатель нейтронов ядерного реактора [Текст] / Чакин В.П., Ижутов А.Л., Петелин А.Л., Посевин А.О.; заявитель и патентообладатель ОАО «ГНЦ НИИАР». — №2007120205/06; заявл. 30.05.07; опубл. 20.01.09.

Прочие издания:

6. Чакин, В.П. Состояние бериллия после облучения при низкой температуре до сверхвысоких нейтронных доз [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник научных трудов П-ой Курчатовской молодёжной научной школы. - 2005. - М. -С. 101-104.

7. Чакин, В.П. Влияние низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения на распухание, механические свойства и микроструктуру перспективных марок бериллия [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник тезисов докладов 6-го Международного Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. - 2005. - Снежинск. - С. 77.

8. Чакин, В.П. Радиационное повреждение бериллия после облучения при температурах 70-440'С в интервале флюенсов нейтронов (0,5-16)-10" см": (Е>0,1 МэВ) [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевин//Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». - 2005. - Димитровград. - Вып. 3. - С. 70-76.

9. Чакин, В.П. Оценка состояния бериллиевых блоков отражателя и замедлителя после эксплуатации в исследовательских реакторах СМ и МИР [Текст] /' В.П. Чакин, М.Н. Святкин, А.О. Посевин//Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». 2005. Димитровград. Вып. 3. С. 77-84.

10. Chakin, V.P. Swelling, Mechanical and Thermophysical Properties of Beryllium Irradiated at 70 -440 "C in the Wide Range of Neutron Doses [Text] / V.P. Chakin, A.O. Posevin, R.N. Latypov, l.B. Kupriyanov//Proceedings 7"' IEA International Workshop on Beryllium Technology. - 2006. - INL/EXT-06-01222. - P. 27-35.

11. Чакин, В.П. Бериллий как материал отражателя и замедлителя исследовательских реакторов; проблемы и пути разрешения [Текст] /' В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник тезисов докладов Международной Студенческой научной конференции «Полярное сияние 2006», «Ядерное будущее: безопасность, экономика и право». - 2006. - Санкт-Петербург. - С. 342-344.

12. Чакин, В.П. Повреждение бериллия, облученного при температуре 200 °С до высоких флюенсов нейтронов [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевнн // Сборник трудов ФГУП ГНЦ РФ НИИАР». - 2006. - Димитровград. - Вып. 1. - С. 81-87.

13. Чакин, В.П. Состояние бериллия после высокодозного нейтронного облучения при 200 °С [Текст] / В.Г1. Чакин, А.О. Посевин // Сборник научных трудов 111-ой Курчатовской молодёжной научной школы. - 2006. - М. - С. 70-76.

14. Чакин, В.П. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевин, A.B. Обухов//Сборник тезисов докладов 7-го Международного

Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. - 2007. -Снежннск. - С. 48-49.

15. Посепмн, А.О. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного облучения до высоких нейтронных доз [Текст] / А.О. Посевин, В.П. Чакин. А.В.Обухов, П.П. Силантьев//Сборник тезисов докладов Научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАРа «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». - 2006. - Димитровград. - С. 6061.

16. Чакнн, В.П. Радиационное повреждение бериллия как материала отражателя и замедлителя нейтронов исследовательских реакторов СМ и МИР [Текст] / В.П. Чакнн, А.О. Посевин, AJI. Петелин, A.J1. Ижутов. Р.Н. Латыпов / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. - Димитровград. - 2007. - С. 171-172.

17. Чакин В.П. Радиационный рост и анизотропное распухание бериллия [Текст] / В.П. Чакин, А.О. Посевин, А.В.Обухов, П.П. Силатьев / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. - Димитровград. - 2007. - С. 170-171.

18. Посевин, А.О. Бериллий под облучением: Аналитический обзор [Текст] / А.О. Посевин, В.П. Чакин. - Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». - 2007. -ISBN 978-5-94831-069-5.-56 с.

19. Cbakin, V.P. Beryllium application for fission and fusion [Text] / V.P. Chakin, A. Moeslang, M.N. Svyatkin, A.O. Posevin, P. Vladimirov, R.N. Latypov // Proceedings of the International Symposium on Materials Testing Reactors. - 2009. - Japan Atomic Energy Agency.-P. 107-116.

СПИСОК ЦИТИРОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

1. Ehrlich, Karl. International strategy for fusion materials development [Text] / K. Ehrlich, E.E. Bloom, T. Kondo // Journal of Nuclear Materials. - Vol. 283-287. -2000. -P. 79-88.

2. Dalle Donne, M. Material problems and requirements related to the development of fusion blankets: The designer point of view [Text] / M. Dalle Donne, D.R. Harries, G. Kalinin, R. Mattas, S. Mori //Journal of Nuclear Materials. - Vol. 212-215. - 1994. - P. 69-79.

3. Сернпев, Г.А. Радиационная повреждаемость бериллия [Текст] / Г. А. Серняев. - Изд-во Екатеринбург, 2001.

4. Конобссвский, С.Т. Действие облучения на материалы [Текст] / С.Т. Конобеевский. - М.: Атомиздат, 1967.

5. Андреев, Д.В. Изменение структуры и свойств облучённого нейтронами бериллия [Text] / Д.В. Андреев, М.С. Астраханцев, В.Н. Беспалов, А.Ю. Бирюков, В.Н. Невзоров, В.А. Николаенко // Материаловедение. -2000. -№5. - С. 36-42.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ.

F — флюенс нейтронов, см"2:

ИТЭР — международный экспериментальный термоядерный реактор;

Т„,;., — температура облучения, °С;

ТЭМ •—трансмиссионная электронная микроскопия;

ТЯР — термоядерный реактор.

^ I

Подписано в печать 07.10.2011 г. Формат 60x84/1 /8. Псч. л. ~ I. Тираж 100 экз. Заказ № 1026 Отпечатано в ОАО «ГНЦ НИИАР» 433510, г. Димитровград — 10, Ульяновская обл.

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата технических наук, Посевин, Алексей Олегович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР.

1.1. Применение бериллия в реакторной технике.

1.2. Свойства бериллия в исходном состоянии.

1.3. Свойства бериллия после облучения.

1.3.1. Радиационно-андуцированное образование дефектов и накопление трансмутированных атомов.

1.3.2. Распухание.

1.3.3. Изменение механических характеристик при облучении.

1.4. Выводы по главе.

ГЛАВА 2: МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТОВ.

2.1. Материалы, образцы, изделия.

2.2. Облучение образцов и изделий.

2.3. Методики материаловедческих исследований.

ГЛАВА 3. РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ И РАЗУПРОЧНЕНИЕ БЕРИЛЛИЯ.

3.1. Зависимости механических свойств на растяжение и сжатие бериллия марки ТВ-56 от температуры облучения и флюенса нейтронов.

3.2. Влияние композиции и технологии изготовления на степень деградации механических свойств бериллия под облучением.

3.3. Зависимость микротвердости от температуры облучения и флюенса нейтронов.

3.4. Выводы по главе.

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ ГАЗОНАКОПЛЕНИЯ И РАСПУХАНИЯ В БЕРИЛЛИИ.

4.1. Зависимость содержания гелия в образцах бериллия от флюенса нейтронов.

4.2. Зависимость распухания от температуры облучения и флюенса нейтронов.

4.3: Изменение параметров элементарной ячейки бериллия при облучении.

4.4. Выводы по главе.

ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ИЗМЕНЕНИЙ МИКРОСТРУКТУРЫ БЕРИЛЛИЯ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ.

5.1. Исследование микроструктуры бериллия с помощью ТЭМ.

5.1.1. Характеристики микроструктуры облученного бериллия.

5.1.2. Образование дислокационных петель.

5.1.3. Образование пор и газовых пузырьков.

5.2. Исследование микроструктуры бериллия с помощью метода оптической металлографии.

5.3. Выводы по главе.

ГЛАВА 6. ВАРИАНТЫ УВЕЛИЧЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ БЕРИЛЛИЕВЫХ БЛОКОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ СМ И МИР.

6.1. Основные факторы радиационного воздействия на бериллиевые блоки отражателя и замедлителя. опыт эксплуатации бериллиевых блоков в реакторах

СМиМИР.

6.2. Расчет срока службы конструкционных материалов из бериллия в ядерном реакторе.

6.3. Пути увеличения срока службы бериллиевых блоков.

6.4. Выводы по главе.

ВЫВОДЫ.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ.

Введение диссертация по физике, на тему "Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия"

Актуальность темы.

В настоящее время в мире широким фронтом продолжается развитие работ, связанных с разработкой первого опытно-демонстрационного термоядерного реактора ИТЭР и реактора следующего поколения DEMO. В данной программе принимают участие множество стран Мирового сообщества, в том числе и РФ. Согласно международной стратегии по разработке материалов для термоядерного реактора, а также реакторов 5-го и 6-го поколений, необходимы материаловедческие исследования материалов после облучения до экстремально высоких повреждающих доз (до 150 сна) [1, 2]\ Для накопления таких доз используются высокопоточные исследовательские реакторы, позволяющие за сравнительно небольшой промежуток времени получить высокие дозы облучения. Важнейшим элементом конструкции некоторых типов данных реакторов является бериллий, который в настоящее время широко используется в качестве материала отражателя и замедлителя нейтронов. Планируется его использование в ТЯР как материала * первой стенки и размножителя нейтронов бланкета.

Несмотря на положительный опыт эксплуатации бериллиевых блоков в отражателях исследовательских реакторов их материаловедческие исследования после длительной эксплуатации показали, что материал под облучением подвергается значительному радиационному повреждению [3, 4]. Это выражается в радиационном охрупчивании, образовании трещин и в конечном итоге растрескивании бериллиевых блоков, что недопустимо с точки зрения их безопасной эксплуатации.

Целью работы является исследование влияния нейтронного облучения на физико-механические свойства (накопление гелия, распухание, изменение параметров элементарной ячейки, изменение прочности и микротвердости) и микроструктуру реакторных марок бериллия после облучения при температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0)-1022 см-2 (£>0,1 МэВ), и разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков ядерных реакторов.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• изучение зависимости изменения механических свойств бериллия в области высоких флюенсов нейтронов (до 18-1022 см-2);

• определение зависимости накопления гелия в бериллии в области высоких флюенсов нейтронов;

• изучение закономерности низкотемпературного распухания бериллия в области высоких флюенсов нейтронов;

• определение зависимости изменения параметров элементарной ячейки бериллия от флюенса нейтронов;

Предмет исследования

В работе исследовали 4 марки бериллия (ТВ-56, ТВ-30, ТИП-30 и ДИП-30), изготовленных по технологиям горячего выдавливания и горячего изостатического прессования в исходном состоянии и после облучения в реакторе СМ при температурах 70 и 200 °С в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0)-1022 см"2 (£>0,1 МэВ).

Научная новизна диссертационной работы:

Получены экспериментальные данные по радиационной повреждаемости бериллия четырех различных марок после облучения при температурах 70 и 200 °С до высоких флюснсов нейтронов (свыше 61022 см~2 (£>0,1 МэВ)), в частности:

• Получены закономерности изменения механических свойств исследованных марок бериллия после облучения в области флюенсов. нейтронов (0,2-18,0)-1022 см-2 (£>0,1 МэВ). Наблюдается немонотонный характер снижения прочности с увеличением флюенса нейтронов. Максимальное снижение происходит в области флюенсов от нуля до 2-1022 см-2. При максимальных флюенсах нейтронов предел прочности при нулевой пластичности остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие. Микротвердость бериллия после облучения при температуре 70 °С до флюенса нейтронов 15-1022 см-2 составляет 10500 МПа.

• Установлено отклонение от линейной зависимости содержания гелия от флюенса нейтронов в сторону уменьшения газосодержания при флюенсе нейтронов >6-1022 см-2.

• Установлена линейная зависимость распухания исследованных марок бериллия от флюенса нейтронов. Распухание после облучения до флюенса нейтронов ~(13-18)-1022 см-2 не превышает 4-4,5 %.

• Определены особенности изменения параметров элементарной ячейки бериллия в области флюенсов нейтронов до 9-1022 см-2 0£>О,1 МэВ). С увеличением флюенса нейтронов происходит увеличение параметров кристаллической решетки бериллия с последующим снижением, причем параметр «с» и объем элементарной ячейки уменьшаются до значений, ниже исходного уровня.

• При исследовании микроструктуры облученного бериллия обнаружены следующие образования: дислокационные петли вакапсионного и междоузельного типа, расположенные в базисных и призматических плоскостях, соответственно; мельчайшие газовые пузырьки (при исследовании с помощью ТЭМ) и сеть связанных между собой зернограничных пор после облучения при температуре 200 °С.

Практическая значимость работы:

1. Основные результаты, полученные в ходе работы, позволяют прогнозировать срок безопасной службы бериллиевых блоков исследовательских реакторов.

2. На базе проведенных исследований предложено увеличить срок службы отражателя из бериллия в ядерном реакторе.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Высокодозное нейтронное облучение бериллия приводит к уменьшению его прочности (до 500-800 % по сравнению с исходным состоянием) и увеличению микротвердости (до 500 %), причем максимальное снижение прочности происходит в интервале флюенсов (0-2)-1022 см"2 (£>0,1 МэВ). Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов (~1023 см-2) остается на уровне 20-100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100-800 МПа по результатам испытаний на сжатие, максимальное значение микротвердости-достигает 10500 МПа.

2. Накопление .гелия в бериллии соответствует линейной зависимости при нейтронном облучении до флюенса нейтронов ~6-1022 см~2. При более высоких флюенсах наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания.

3. Распухание исследованных марок бериллия не зависит от температуры облучения в области температур 70-200 °С и соответствует линейной зависимости в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2-18,0)-1022 см-2 (£>0,1 МэВ). Максимальное распухание не превышает 4-4,5 %.

4. При облучении бериллия происходит увеличение параметров кристаллической решетки до флюенса нейтронов ~6*1022 см"2. Дальнейшее увеличение флюенса нейтронов приводит к уменьшению параметров, причем параметр «с» уменьшается до значений, ниже исходного.

5. Нейтронное облучение бериллия приводит к образованию дислокационных петель вакансионного и междоузельного типа, расположенных в базисных и призматических, соответственно, плоскостях. Облучение при температуре 200 °С до флюенса нейтронов ~1023 см-2 приводит к образованию сети связанных между собой пор и газовых пузырьков внутри и на границах зерен.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на всероссийских и международных конференциях: на 2—3-ей Молодежной Курчатовской Научной Школе (РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, 2004, 2005 гг.), 6-7-м Международном; Уральском Семинаре «Радиационная физика металлов и сплавов» (РФЯЦ - Всероссийский: институт технической физики, г. Снежинск, 2005, 2007 гг.), Международной-Студенческой научной1 конференции «Полярное сияние 2006» - «Ядерное будущее: безопасность, экономика.и право» (МИФИ; г. Санкт-Петербург, 2006 г.), VIII-й Российской конференции по; реакторному материаловедению (ФГУП «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, 2007 г.), 7-8-й Международной Рабочей Группе по бериллию (Idaho National Laboratory, г. Саита-Барбара, США, 2005 г.; Instituto Tecnológico е Nuclear, Лиссабон, Португалия, 2007 г.), 1-м Международном Симпозиуме по Материалам Исследовательских реакторов (Oarai Research and;;Development Center of JAEA, Япония,; 2008 г.).

Личный вклад.

Автором проведены подготовка экспериментов~ и послереакторные материаловедческие исследования образцов, облученных' в реакторе СМ; под общим руководством к.т.н; - В.П. Чакина.

Достоверность результатов.

Публикации.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, шести глав, выводов, списка литературы. Диссертация изложена на 138 страницах, содержит 35 рисунков, 7 таблиц, список литературы из 120 наименований.

Заключение диссертации по теме "Физика конденсированного состояния"

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах: Из перечня ВАК:

1. Чакин, В.П. Радиационное повреждение бериллия при температурах 70-440 °С и флюенсе нейтронов (0,3-18)-1022 см"2 (£>0,1 МэВ) / В.П. Чакин, А.О. Посевин, Р.Н. Латыпов // Атомная Энергия. - 2006. -Т. 101, вып. 4.-С. 289-296.

2. Чакин, В.П. Накопление и диффузия радиогенного гелия в бериллии / В.П. Чакин, С.В. Белозеров, А.О. Посевин // Физика Металлов и Металловедение. - 2007. - Т. 104, №3. - С. 270-274.

3. Chakin, V.P. Swelling, mechanical properties and microstruture of beryllium irradiated at 200 °C up to extremely high neutron doses / V.P. Chakin, A.O. Posevin, I.B. Kupriyanov // Journal of Nuclear Materials. -2007.-Vol. 367-370, Part 2.-P. 1377-1381.

4. Chakin, V.P. Radiation Growth of Beryllium / V.P. Chakin, A.O. Posevin, A.V. Obukhov, P.P. Silantyev // Journal of Nuclear Materials. - 2009. -Vol. 386-388.-P. 206-209.

Патенты:

5. Пат. 2344503 Российская Федерация, МПК G21C5/00, G21C11/06.

Отражатель нейтронов ядерного реактора / Чакин В.П., Ижутов А.Л., Петелин А.Л., Посевин А.О.; заявитель и патентообладатель ОАО «ГНЦ НИИАР». —№ 2007120205/06 ; заявл. 30.05.07 ; опубл. 20.01.09. Прочие издания:

6. Чакин, В.П. Состояние бериллия после облучения при низкой температуре до сверхвысоких нейтронных доз / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник научных трудов П-ой Курчатовской молодёжной научной школы. - 2005. - М. — С. 101-104.

7. Чакин, В.П. Влияние низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения на распухание, механические свойства и микроструктуру перспективных марок бериллия / В.П. Чакин,

A.О. Посевин // Сборник тезисов докладов 6-го Международного Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. —

2005. - Снежинск. - С. 77.

8. Чакин, В.П. Радиационное повреждение бериллия после облучения при температурах 70-440 °С в интервале флюенсов нейтронов (0,5-16)-1022 см-2 (£>0,1 МэВ) / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». - 2005. - Димитровград. - Вып. 3. - С. 7076.

9. Чакин, В.П. Оценка состояния бериллиевых блоков отражателя и замедлителя после эксплуатации в исследовательских реакторах СМ и МИР / В.П. Чакин, М.Н. Святкин, А.О. Посевин // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». - 2005. - Димитровград. - Вып. 3. - С. 7784.

10.Chakin, V.P. Swelling, Mechanical and Thermophysical Properties of Beryllium Irradiated at 70-440 °C in the Wide Range of Neutron Doses / V.P. Chakin, A.O. Posevin, R.N. Latypov, I.B. Kupriyanov // Proceedings 7th IEA International' Workshop on Beryllium Technology. — 2006. -INL/EXT-06-01222. - P. 27-35.

11.Чакин, В.П. Бериллий как материал отражателя и замедлителя исследовательских реакторов: проблемы и пути разрешения /

B.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник тезисов докладов Международной Студенческой научной конференции «Полярное сияние 2006», «Ядерное будущее: безопасность, экономика и право».

2006. - Санкт-Петербург. - С. 342-344.

12.Чакин, В.П. Повреждение бериллия, облученного при температуре 200°С до высоких флюенсов нейтронов / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник трудов ФГУП ГНЦ РФ НИИАР». - 2006. -Димитровград. - Вып. 1. - С. 81-87.

13.Чакин, В.П. Состояние бериллия после высокодозного нейтронного облучения при 200°С / В.П. Чакин, А.О. Посевин // Сборник научных трудов Ш-ой Курчатовской молодёжной научной школы. — 2006. - М. -С. 70-76.

М.Чакин, В.П. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения / В.П. Чакин, А.О. Посевин, A.B. Обухов // Сборник тезисов докладов 7-го Международного Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. - 2007. - Снежинск. - С. 48-49.

15.Посевин, А.О. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного облучения до высоких нейтронных доз /

A.О. Посевин, В.П. Чакин, A.B. Обухов, П.П. Силантьев // Сборник тезисов докладов Научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАРа «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». - 2006. - Димитровград. - С. 60-61.

16.Чакин, В.П. Радиационное повреждение бериллия как материала отражателя и замедлителя нейтронов исследовательских реакторов СМ и МИР / В.П. Чакин, А.О. Посевин, A.JI. Петелин, AJI. Ижутов, Р.Н. Латыпов / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. - Димитровград. -2007.-С. 171-172.

17.Чакин В.П. Радиационный рост и анизотропное распухание бериллия /

B.П. Чакин, А.О. Посевин, A.B. Обухов, П.П. Силатьев / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. - Димитровград. — 2007. - С. 170-171.

18.Посевин, А.О. Бериллий под облучением: Аналитический обзор / А.О. Посевин, В.П. Чакин. - Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». - 2007. - ISBN 978-5-94831-069-5. - 56 с.

19.Chakin, V.P. Beryllium application for fission and fusion / V.P. Chakin, A. Moeslang, M.N. Svyatkin, A.O. Posevin, P. Vladimirov, R.N. Latypov // Proceedings of the International Symposium on Materials Testing Reactors. - 2009. - Japan Atomic Energy Agency. - P. 107-116.

Список источников диссертации и автореферата по физике, кандидата технических наук, Посевин, Алексей Олегович, Ульяновск

1. Ehrlich, Karl. International strategy for fusion materials development Text. / K. Ehrlich, E.E. Bloom, T. Kondo // Journal of Nuclear Materials. Vol. 283-287. -2000. - P. 79-88.

2. Чечёткина, З.И. Поведение металлического бериллия в реакторе СМ-2 Текст. / З.И. Чечеткина, В.П. Гольцев, В.И. Клименков, С.Н. Вотинов, В.А. Цыканов // Атомная энергия. 1970. - Т. 29. -Вып. З.-С. 174-177.

3. Chakin, V.P. State of beryllium after irradiation at low temperature up to extremely high neutron doses Text. / V.P. Chakin, I.B. Kupryanov, R.R. Melder // Journal of Nuclear Materials. -Vol. 329-333. 2004. - P. 1347-1352.

4. Зеликман, A.H. Металлургия редких металлов Текст. /

5. A.Н. Зеликман, Б.Г. Коршунов. М.: Металлургия, 1991. - С. 324.

6. Тузов, Ю.В. Бериллий материал ядерной и термоядерной техники Текст. / Ю.В. Тузов, В.А. Горохов, Я.Д. Пахомов,

7. B.Н. Пронин // ВАНТ, Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (93). 2009. - №2. - С. 124-127.

8. Стоев, П.И. Зависимость механических свойств бериллия от параметров горячего изостатического прессования Текст. / П.И. Стоев, И.И. Папиров // ВАНТ, Сер.: Физика и технология конструкционных материалов.- 2000 №5 - С. 51-55.

9. Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности Текст. / под ред. В.А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1992.

10. Калин, Б.А. Проблемы выбора материалов1 для. термоядерных реакторов Текст. / Б:А. Калищ Д;М* Скоров, В.Л. Якушин. -Mi: Энергоатомиздат, 1985. С. 184.

11. ITER Technical Basis for the ITER Ema№esi'gmReport. Cost Review andi Safety: Analysis;; pext.I/ Iter EDAS.Documentation Series, No; 16:. -Vienna: IAEA, 1998i '

12. Dalle Donne, M. Beryllium. R&D for blanket application Text. / M. Dalle Donne, G.R. Longhurst-, F. Scaffidi-Argentina // Journal of

13. Nuclear Materials. 1998! - Vol. 258-263. - P. 601.

14. Hermsmeyer, S. An. improved European helium cooled pebble bed blanket Text. / S. I-Icrmsmeyer, U. Fischer, M. Futterer, K. Schleisiek, I-i Schmuck, Hi Schnauder // Fusion Engineering andiE)esign. 2001. -Vol. 58-59.-P. 689-693.

15. European Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Test Blanket Text.: Design Description Document:.Status 5:12:97.

16. The EU Power Plant Conceptual Study Neutronic Design Analyses for Near Term and Advanced Reactor Models Text.:

17. Report FZKA: 6763 / Forschungszentrum Karlsruhe; Y. Chen et al., 2002.

18. ITER EDA Agreement and Protocol 2 Text.: ITER EDA Documentation Series No. 5 / Vienna: IAEA, 1994.

19. Эмсли, Д. Элементы Текст. / Д. Эмсли. М.: МИР; 1993. - С. 256.24.0verton, W.C. Jr. Ultrasonic Measurements in Metallic Beryllium at Low Temperatures Text. / W.C. Jr. Overton // Journal of Chemical Physics.-1950.-Vol 18'. Issue 1. - P. 113415.

20. Чиркин, B.C. Температуропроводность и теплопроводность металлического бериллия Текст. / B.C. Чиркин // Атомная энергия. 1966. - Том 20. - Вып. 1, С. 80-82:

21. Папиров, И.И; Физическое металловедение бериллия Текст. / И.И. Папиров, Г.Ф. Тихинский. М.: Атомиздат, 1968.

22. Kupriyanov, I.B1. Research-and* development of radiation resistant beryllium grades for nuclear fusion applications / I.B. Kupriyanov, V.A. Gorokhov, G.N. Nikolayev, V.N. Burmistrov // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - P. 886-890.

23. Папиров, И.И. Пластическая деформация бериллия Текст. / И.И. Папиров, Г.Ф. Тихинский. М.: Атомиздат. - 1973.

24. Kupriyanov, I.В. Investigation of ITER candidate beryllium grades irradiated high temperature Text. / I.B. Kupriyanov, V.A. Gorokhov, R.R. Melder, Z.E. Ostrovsky, A.A. Gervash // Journal of Nuclear Materials 1998. - Vol. 258-263. - P. 808-813.

25. Moons, F. Neutron irradiated beryllium: tensile strength and swelling* Text. / F. Moons, Leo Sannen, August Rahn; Jose VamDe Velde // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237. - P. 823-827.

26. Бериллий. Наука и технология Текст. / под. ред. Д. Вебстера [и др.]. М.: Металлургия, 1984. - С. 538-540.

27. Tuer, G.L. The metal beryllium Text. / G.L. Tuer, A.R. Kaufmann. -Cleveland: American Society for Metals, 1955.

28. Stroh, A.N. The cleavage of metal single crystals Text. / A.N. Stroh // Philosophical'Magazine 1958. - Vol. 3, issue 30. - P. 597-606.

29. Papirov, I.I*. Oxidation and Protection of Beryllium Text. / I.I. Papirov. Moscow: "Metallurgiya", 1968.

30. Kinchin, G.H. The mechanism of the irradiation disordering of alloys Text. / G.H. Kinchin, R.S. Pease // Journal of Nuclear Energy. 1954. -Vol. 1. - Issues 2-4. - P. 200-202.

31. Динес, Дж. Радиационные эффекты в твёрдых телах Текст. / Дж. Динес, Дж. Виньярд; Перев. с англ. М.: Изд-во иностр. лит., 1960.

32. Blewitt, Т.Н. Solid state division annual progress report for period ending august 31, 1958 Text.: Report: ORNL-2614 / Т.Н. Blewitt // Nuclear Science Abstracts. 1959. - Vol. 13. - P. 2275.

33. Серняев, Г.А. Радиационное повреждение бериллия при температуре жидкого азота Текст. / Г.А. Серняев // ВАНТ. Серия: Ядерная энергетика и технология. 1992. - Вып. 2. - С. 17-34.

34. Андреев, Д.В. Изменение структуры и свойств облучённого нейтронами бериллия Text. / Д.В. Андреев, М.С. Астраханцев, В.Н. Беспалов, А.Ю. Бирюков, В.Н. Невзоров, В.А. Николаенко // Материаловедение. -2000. №5. - С. 36-42.

35. Андреев, Д.В. Изменение структуры и свойств облучённого нейтронами бериллия (продолжение) Текст. / Д.В. Андреев, М.С. Астраханцев, В.Н. Беспалов, А.Ю. Бирюков, В.Н. Невзоров, BtA. Николаенко // Материаловедение. 2000. - №6. - С. 29-36.

36. Rich, J.B. In: Metallurgy of Beryllium Text. / J.B. Rich, G.P. Walters. -London: Chapman and Hall. 1963. - P. 362.

37. Chakin, V.P. Evolution of beryllium microstructure under high dose neutron^ irradiation. Text. / V.P.'Chakin, Z.Ye Ostrovsky // Journal of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311. - P. 657-663.

38. High dose neutron irradiation damage in beryllium- as blanket material Text. / V.P. Chakin [et al.] // Fusion Engineering and Design. 2001. -Vol. 58-59.-P. 535-541.

39. Ells, G.E. Effects of neutron-induced gas formation on beryllium Text. / C.E. Ells, E.C. Perrymann // Journal of Nuclear Materials -1959.-Vol. l.-P. 73-84.

40. Бекурц, К. Нейтронная физика Текст. / К. Бекурц, К. Виртц. -М.: Атомиздат, 1968.

41. Rabaglino,f Е. Recent progress in the modeling of helium and tritium behaviour in irradiated beryllium pebbles Text. / E. Rabaglino, C. Ronchi, A. Cardella // Fusion Engineering and Design. 2003; -Vol. 69.-P. 455-461.

42. Chakin, V.P. Effects of neutron irradiation-at 70-200 ОС ins beryllium' Text. / V.P. Chakin, V.A. Kazakov, R.R. Melder, Yu.D.1 Goncharenko, I.B. Kupriyanov // Journal'of Nuclear Materials. 2002. - Vol. 307-311. -P. 647-652.

43. Scaffidi-Argentina, E. Microstructural analysis of beryllium samples irradiated' at high temperature Text. / F. Scaffidi-Argentina, G. Piazza, R. Rolli // Fusion Engineering and'Design. 2003. - Vol. 69. - P. 505-509.

44. Beeston, J.M; Gas; release ands compression^properties in berylliumirradiated at 600 and 750 °C Text.: Report / J.M. Beeston. USAEC, Rep. In-1057, Idano Nuclear Corp., 1967. \

45. Hickman, B.S. Nucleation andigrowth of gas bubbles in irradiated metals Text. / B.S. Hickman // J. Austral. Inst. Met. I960; - Vol. 5. -p. 173. " /; ,. • •

46. Abramov, E. Deuterium; permeation and diffusion in high-purity beryllium Text. / E. Abramov, M.P. Riehm, D.A. Thompson // Journal of Nuclear Materials 1990. - Vol. 175. P. 90-95.

47. Deuterium permeation through beryllium with surface element composition control Text. / I.I. Tazhibaeva [et al.] // Proc. 18lh Symposium on Fusion Technology (Karlsruhe, Germany, August 22-26, 2004).-P. 427-431.

48. Rabaglino, E. Helium and tritium kinetics in irradiated beryllium pebbles Text. / E. Rabaglino, J.P: Hiernaut, C. Ronchi; F. Scaffidi

49. Argentina // Journal of Nuclear Materials 2002. - Vol. 307-311. -P. 1424-1429.

50. Rabaglino, E. Study of the microstructure of neutron irradiated beryllium for the validation of the ANFIBE code Text. / E. Rabaglino, C. Ferrero, J. Reimann, C. Ronchi, T. Schulenberg // Fusion Engineering and Design 2002. - Vol. 61-62. - P. 769-773.

51. Павлинов, JI.В. Самодиффузия в бериллии Текст. / JI.B. Павлинов, Г.В. Григорьев, Ю.Г. Севастьянов // ФММ. 1968. -Т. 25, вып. 3. - С. 565.

52. Винтайкин, Б.Г. Физика- твердого тела Электронный ресурс.: Интернет-учебник / B.F. Винтайкин. МГТУ им. Н:Э. Баумана. -Том. 6. - Режим доступа: http://fn.bmstu.ru/phys/bib/physboolc/tom6/ch2/texthtml/ch2 3.htm.0105.2011.

53. Gelles, D.S. Microstructural examination of irradiated beryllium' pebbles Text. / D.S. Gelles, M. Dalle Donne, H. Kawamura, F. Scaffidi-Argentina. Proc. 19th ASTM Int. Symp. on Effects of Radiation of Materials (Seattle, USA, June 16-18, 1998).

54. Серняев, Г. А. Формирование гелиевых пузырьков и энергетические явления в бериллии Текст.,/ Г.А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1991. - Вып. 2(56), 1-107. - С. 82-85.

55. Hickman, B.S. In: Metallurgy of Beryllium Text. / B.S. Hickman, B.A. Hickman. London: Chapman and Hall, 1963. - P. 410.

56. Weir, J.R. In: Metallurgy of Beryllium Text. / J.R. Weir. London: Chapman and Hall, 1963. - P. 395.

57. Rich, J.B. The effects of heating neutron irradiated beryllium,Text. / J.B. Rich, G.B: Redding, R. S. Babnes // Journal of Nuclear Materials -1959.- Vol. l.-E. 96-105.

58. Dalle Donne, M. Modelling of swelling and tritium release in irradiated beryllium Text. / M. Dalle Donne, F. Scaffidi-Argentina,

59. С. Ferreco, С. Ronchi I I Journal of Nuclear Materials. 1994. -Vol. 212-215.-P. 954-960.

60. Rich, J.B. The mechanical properties of some highly irradiated beryllium Text. / J.B. Rich, G. P. Walters, R. S. Barnes // Journal of Nuclear Materials 1961. - Vol. 4, №3. - P. 287-294.

61. Серняев, Г.А. Распухание и «самопроизвольное» растрескивание бериллия при низкотемпературном облучении Текст. / Г.А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная техника и технология. 1992.- Вып. 2. С. 35-43.

62. Гольцев, В.П. Распухание бериллия при* низкотемпературном облучении Текст.: Препринт НИИАР П-264 / В.П. Гольцев, Г.А. Серняев, 3*И. Чечёткина. Димитровград, 1975.

63. Серняев, Г.А. Зарождение и рост газовых пузырьков в моно- и бикристаллах бериллия Текст.: препринт НИИАР / Г.А. Серняев, В.П. Гольцев, З.И. Чечеткина. Димитровград, 1974.

64. Beeston, J.M. Comparison of compression properties and swelling of beryllium irradiated at various temperatures Text. / J.M. Beeston, L.G. Miller, E.L. Wood Jr., R.W. Moir // Journal of Nuclear Materials.- 1984. Vol. 122-123. - P. 802-809.

65. Серняев, Г.А. Распухание бериллия при высокотемпературном нейтронном облучении: Роль основных структурных факторов Текст. / Г.А. Серняев // ВАНТ. Серия: Ядерная техника и технология: 1992. - Вып. 2. - С. 63-73.

66. Gelles, D.S. Radiation1 effects in beryllium used for plasma protection, Text. / D.S. Gelles, G.A. Sernyaev, Mi Dalle-Donne, H. Kawamura // Journal of Nuclear Materials. 1994. - Vol. 212-215. - P. 29-38.

67. Pokrovsky, A.S. High-temperature beryllium embrittlement Text. / A.S. Pokrovsky, S.A. Fabritsiev, R.M. Bagautdinov, Yu.Di Goncharenko // Journal of Nuclear Materials. 1996. - Vol. 233-237.-P. 841-846.

68. Гольцев, В.П. Распухание бериллия.при высоких температурах и больших дозах облучения Текст. / В.П. Гольцев*, З.И. Чечёткина, Г.А. Серняев, В.А. Ольховиков // Атомная энергия. 1973. - Т. 35, вып. З.-С. 178-180.

69. Конобеевский, С.Т. Действие облучения на материалы Текст. / С.Т. Конобеевский. М.: Атомиздат, 1967.

70. Barnes, R.S. The behavior of irradiated beryllium Text. / R.S. Barnes. London: Conference on Metallurgy of Beryllium. - 1961. - Prepr №27.

71. Buckley, S.N. Properties of Reactor Materials and the Effects of Radiation Damage Text. / S.N. Buckley. edited by D.J. Littler. -London. - 1962.-P. 413.

72. Серняев, Г.А. К вопросу о виде «дозной» зависимости предела прочности бериллия при криогенном» облучении Текст.4 / Г.А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная энергетика и технология. -1992.-Вып. 2.-С. 35-43.

73. Зеленский, В.Ф. Радиационный рост металлов и сплавов Текст.: Обзор / В.Ф. Зеленский, Э.А. Резниченко. -М.: ЦНИИатоминформ, 1984. С. 64.

74. Чечёткина, З.И. Радиационное повреждение бериллия при высокотемпературном^ облучении Текст. / З.И. Чечеткина [и др.] // Атомная энергия. 1971. - Т. 30, вып. 5. - С. 434-438.

75. Серняев, Г.А. Разупрочнение и охрупчивание бериллия при низкотемпературном облучении Текст. / Г.А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная техника технология. 1992. - Вып. 5. - С. 48-56.

76. Реакторные материалы и изделия. Определение содержания гелия в облученных материалах масс-спектрометрическим методом с применением изотопного разбавления / Реестр методик ОАО "ГНЦ НИИАР", №505.

77. Неустроев, B.C. Низкотемпературная; радиационнаяповреждаемость аустенитных сталей, облученных висследовательских и энергетических реакторах Текст. / B.C. Неустроев. Диссертация на соискание ученой степени д.т.н. - М.: МИФИ, 2006. - С. 166.

78. Серняев, Г.А. Радиационная повреждаемость бериллия Текст. / F.A. Серняев. Изд-во Екатеринбург, 200Г.

79. Кацнельсон, A.A. Диффузное р>ассеянйе рентгеновских лучей от облучённого молибдена Текст. / A.A. Кацнельсон, Ю.Д. Гончаренко, Р.Б. Грабова, В.М. Косеиков // Физика металлов и металловедение. 1981. - Т. 51, вып. Г. - С. 1256-1261.

80. Кацнельсон, А.А. Диффузное рассеяние рентгеновских лучей от облучённого никеля Текст. / А.А. Кацнельсон, Ю.Д. Гончаренко, Р.Б. Грабова, В.М. Косенков // Физика металлов и металловедение. -1981. Т. 51, вып.Ч. - С. 794 -799.

81. Gachenkova, M.G. Vacancies, interstitials and gas atoms in beryllium / M.G. Gachenkova, P.V. Vladimirov, V.A. Borodin // Journal of Nuclear Materials. 2009. - Vol. 386-388. - P. 79-81.