Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Литературный обзор 13
1.1 Концепция разработки малоактивируемых конструкционных материалов 13
1.2 Программное обеспечение для расчета ядерных трансмутаций 14
1.3 Основные принципы разработки и создания малоактивируемых металлических материалов 17
1.4 Структурно-фазовые изменения металлических материалов при облучении 21
Глава 2. Методика исследований 44
2.1 Материалы для исследования 44
2.2 Панорамный элементный анализ образцов 46
2.3 Электронная просвечивающая микроскопия в. изучении структуры материалов *. 47
2.4 Облучение материалов электронами 48
2.5 Расчет трансмутационных ядерных изменений в металлических материалах при нейтронном облучении 49
Глава 3. Расчет активации и ядерных трансмутаций химических элементов. Требования? к чистоте материалов при. их облучении в различных ядерных установках 52
3.1 Модернизация программного комплекса ACTIVA 52
3.2 Оценка активации химических элементов при их облучении в различных ядерных установках 54
3.3. Расчеты трансмутационных превращений алюминия и сплавов на его основе, облученных нейтронами различного энергетического распределения 58
ГЛАВА 4. Фазовые изменения при нейтронном облучении металлических конструкционных материалов 63
4.1. Исследование влияния плотности нейтронного потока на трансмутационные превращения ванадия, галлия, титана, хрома и кремния и выход долгоживущих радионуклидов 63
4.2. Оценка ядерных трансмутаций при облучении, ванадиевых сплавов нейтронами термоядерного реактора различного флюенса и их влияние на фазовую стабильность материалов 66
4.3. Исследование влияния трансмутационных превращений химических элементов при облучении ряда сталей быстрыми нейтронами реактора БН- 600 на их фазовую стабильность 75
Глава 5. Структурно-фазовые изменения и радиационное упрочнение ванадия, алюминия и его сплавов при электронном облучении 83
5.1 Введение 83
5.2. Кинетическая модель зарождения и роста дислокационных междоузельных петель 85
5.3 Модифицированная кинетическая модель зарождения и роста дислокационных петель 88
5.4 Основные формулы классической теории гомогенного зарождения 91
5.5 Экспериментальные данные и их анализ 93
5.6 Кинетика радиационного упрочнения, обусловленного образованием дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его бинарных сплавах при электронном облучении 127
Основные выводы диссертации 132
Приложение
- Программное обеспечение для расчета ядерных трансмутаций
- Расчет трансмутационных ядерных изменений в металлических материалах при нейтронном облучении
- Оценка активации химических элементов при их облучении в различных ядерных установках
- Оценка ядерных трансмутаций при облучении, ванадиевых сплавов нейтронами термоядерного реактора различного флюенса и их влияние на фазовую стабильность материалов
Введение к работе
Дальнейший прогресс в развитии ядерной энергетики в значительной степени связан с решением экологических проблем, обусловленных радиологическими аспектами демонтажа конструкций и конструктивных элементов реакторов, переработки и захоронения радиоактивных отходов. По различным оценкам общемировой ежегодный объем утилизируемых радиоактивных отходов составляет около 20 млн. тонн. Основными источниками отходов являются военные и промышленные ядерные установки, заводы, по производству и переработке ядерного топлива и радиоактивные конструкции ядерных установок (стационарные реакторы,;атомные-подводные лодки и др.) при? выводе последних из эксплуатации. Одним из наиболее эффективных методов снижения объема радиоактивных отходов является применение в реакторостроении, так называемых малоактивируемых материалов;
Основные принципы разработки и создания; малоактивируемых материалов заключаются; в следующем [1]: выбор матричных и легирующих элементов сплавов и легирующих элементов сталей; обладающих наиболее быстрым спадом наведенной радиоактивности, и ограничение до минимально возможного уровня в этих композициях, содержания примесей, образующих при нейтронном облучении долгоживущие радионуклиды. При этом по эксплуатационным свойствам и, в первую очередь, по радиационной стойкости, малоактивируемые материалы, по крайнем мере, не должны устлать сталям и сплавам, традиционно применяемыми в ядерной энергетике.
Впервые возможность применения в ядерной энергетике нетрадиционных по составу конструкционных металлических материалов, обладающих ускоренным спадом наведенной радиоактивности и высокой радиационной стойкостью, экспериментально была показана в совместной работе ИМЕТ AHGCGP и НИИАР Мйнсредмаш [2]. В; данной работе были проведены сравнительные исследования влияния нейтронного облучения на механические свойства хромоникелевой стали 316SS, широко применяемой в активных зонах зарубежных ядерных реакторов деления, и хромомарганцевой стали ЭП-838 с уменьшенным содержанием неблагоприятного в активационном отношении никеля (12% и 4% соответственно), который частично был заменен на марганец. Сталь ЭП-838 была разработана в ИМЕТ АНСССР [3] для конструкций и конструктивных элементов тепловых электростанций.
В работе [2] было показано, что по сравнению со сталью 316SS, облученная нейтронами сталь ЭП-838 имеет более высокую пластичность, что также было подтверждено и при аналогичном исследовании этих материалов в Ок-Риджской Национальной лаборатории (США) [4]. Как было показано в последующих работах (см., например [5]), сталь ЭП-838 по сравнению со сталью 316SS обладает И более высоким сопротивлением распуханию.
Дальнейшие разработки ИМЕТ РАН [6] и Ок-Риджской Национальной. Лаборатории [7], в том числе совместные [8], привели к созданию, хромомарганцевых сталей с наиболее быстрым спадом наведенной-радиоактивности; в которых никель был полностью исключен из их состава и заменен на марганец (стали типа Fe-20Mn-12Cr).
При разработке композиций малоактивируемых материалов и создании технологий их производства, основополагающая роль принадлежит оценке активации этих материалов для условий их возможного применения и последующего спада наведенной радиоактивности с использованием метода компьютерного моделирования. Характерный пример такого подхода приведен выше для стали Х12Г20ВТ (см. разделы 3.1-3.3).
Как уже отмечалось, при разработке малоактивируемых материалов, особую роль приобретают не только вопросы выбора матричных и легирующих элементов сплавов, но и оценка влияния на параметры активации примесей, образующих при облучении долгоживущие радионуклиды. В связи с этим в данной работе широко использовался метод панорамного элементного анализа, который в отличие от традиционного химического анализа позволяет определить сверхнизкие (вплоть до 10" %) концентрации практически всех примесных элементов, неблагоприятных в активационном отношении.
Тенденция повышения срока эксплуатации материалов ядерной энергетики диктует необходимость уделять внимание процессам наработки и выгорания элементов в процессе облучения, которые могут изменять не только химический состав материала, но и приводить к их фазовой нестабильности. Отмеченные вопросы специально рассматриваются в разделах 4.1-4.3 диссертационной работы, посвященным моделированию фазовых изменений в ряде сталей и сплавов на основе ванадия в результате трансмутационных эффектов при нейтронном облучении. В работах [10, 11] впервые показано влияние ядерных трансмутаций при нейтронном облучении на изменение химического состава в результате выгорания и наработки элементов и, как следствие, на фазовую стабильность материалов.
Исследования влияния трансмутационных ядерных превращений на свойства материалов проводились в диссертационной работе параллельно с исследованием влияния радиационных дефектов на структурно-фазовые изменения и радиационную повреждаемость малоактивируемых металлических материалов. В совокупности эти исследования представляют несомненную актуальность для радиационной физики металлов и радиационного металловедения. В, частности, исследовано влияние облучения электронами на процессы зарождения и роста дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его сплавах, которые в значительной степени определяют структурно-фазовую нестабильность и радиационную повреждаемость, металлических материалов.
Впервые предложена кинетическая модель, корректно описывающая зарождение и рост дислокационных петель, включая инкубационный период, периоды увеличения плотности, и размера петель вплоть до выхода общей концентрации междоузельных атомов, в петлях на насыщение. Также впервые на основе анализа, как оригинальных, так и литературных экспериментальных данных, с использованием разработанной модели и классической теории зарождения, определены основные параметры зарождения петель в ванадии, алюминии и его сплавах, число междоузельных атомов в зародышах критического и закритического размеров, фактор Зельдовича и изменение свободной энергии Гиббса при образовании зародышей критического размера. Получен также ряд параметров, характеризующих рост петель при их постоянной плотности в зависимости от скорости введения дефектов, чистоты материалов и температуры облучения (см. разделы 5.1-5.5). На_основе анализа как оригинальных данных, так и результатов исследований радиационной стойкости малоактивируемых сплавов на основе системы Al-Mg-Sc, ранее разработанных ИМЕТ и ВИЛЄ, в разделе 5.5 обоснована целесообразность применения этих сплавов в конструктивных элементах реакторов типа ВВЭР. В разделе 5.6 показано, что на основе электрономикроскопических данных по определению размеров и плотности дислокационных петель можно оценить кинетику радиационного упрочнения и охрупчивания облучаемых материалов.
Цель работы состояла в следующем:
Исследование структуры и свойств конструкционных малоактивируемых материалов при облучении.
В соответствии с поставленной целью в работе решали следующие задачи:
модернизация программного обеспечения ACTTVA для оценки ядерных трансмутаций при облучении нейтронами и др. активирующим излучением;
• оценка ядерных трансмутаций, с использованием компьютерного моделирования воздействия нейтронов деления и синтеза на фазовую стабильность и свойства- ряда перспективных малоактивируемых конструкционных материалов: их активация, выгорание и наработка элементов;
• исследование влияния электронного и нейтронного облучения на процессы зарождения и роста дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его сплавах;
• разработка модельных представлений, описывающих процессы эволюции дислокационных междоузельных петель и радиационного упрочнения и охрупчивания при облучении.
Научная новизна работы состоит в следующем:
• модернизированы алгоритмы и полностью переработан код отечественной программы ACTTVA для расчета трансмутационных превращений при нейтронном облучении материалов;
• оценены ядерные трансмутации и рассчитана кинетика спада наведенной радиоактивности для алюминия и его сплавов: Al-99,999%, Al-0,01%Sc, А1 l,0%Sc, Al-2%Mg-0,l%V, Al-2%Mg-0,2%Sc-0,l%V-0,15%Zr, Al-2%Mg 0,38%Sc-0,02%Ce-0,15%Zr, при нейтронном облучении в реакторах ВВЭР-1500, ВВР; проведено сравнение активационных свойств корпусной стали СК-15 (15Х2НМФА) и сплава Al-2%Mg-0538%Sc-0,02%Ce-(U5%Zr, как перспективного конструкционного материала для реактора типа ВВЭР;
• сделан прогноз возможных фазовых изменений сплавов V-4Ga, V-Ga-Si и V-4Cr-4Ti при их облучении нейтронами термоядерного реактора различного флюенса в результате ядерных трансмутаций элементов; оценено пороговое значение флюенса нейтронов, при котором эти сплавы критически деградируют;
• сделан прогноз фазовой стабильности ферритных сталей Fe-9Cr-W-V-Mn и ЭК-181 при облучении нейтронами реактора БН-600» при различном флюенсе путем расчета хромо-никелевых эквивалентов и использования фазовой диаграммы Шеффлера-Шнейдера;
• предложена кинетическая модель, включающая в себя анализ, инкубационного периода образования зародышей петель, стадии стационарного зарождения- петель, и выхода общей концентрации, междоузельных атомов1 в петлях на насыщение;
• впервые определены основные параметры зарождения петель в ванадии, алюминии и его сплавах: число атомов в зародышах критического и закритического размеров, фактор Зельдовича и свободная энергия Гиббса образования зародышей критического размера; рассчитан ряд параметров, характеризующих рост петель при их постоянной плотности в зависимости от скорости введения дефектов, чистоты материалов и температуры облучения;
• с использованием предложенной в диссертации формулы, описывающей кинетику радиационного упрочнения, обусловленного образованием дислокационных междоузельных петель, проведены оценки радиационного упрочнения в ванадии, алюминии- и его сплавов на основе электромикроскопических данных по зарождению и росту дислокационных междоузельных петель в этих металлах. Практическая ценность
• Модернизировано программное обеспечение ACTTVA для оценки ядерных трансмутаций при облучении нейтронами и др. активирующим излучением. Программа имеет развитый пользовательский интерфейс, создана в архитектуре объектно-ориентированного программирования на языке С#, обновлены библиотеки ядерно-физических данных, упрощена компиляция атласа активации, который может быть использован для практических расчетов сторонними пользователями.
• Проведены систематические расчеты активации, кинетики спада наведенной, радиоактивности, а также выполнены оценки допустимых содержаний элементов в малоактивируемых конструкционных материалах, после облучения нейтронами различных ядерных установок (реакторы деления на тепловых и быстрых нейтронах, а также реакторы термоядерного синтеза).
• Показано, что сплавььна основе алюминия и, в,частности, системы Al-Mg-Sc могут быть использованы в качестве конструктивных малоактивируемых материалов ядерных реакторов деления. Определены радионуклиды, контролирующие остаточную радиоактивность низколегированной стали СК-15 и сплавов на основе алюминия. Приведены элементы, на которых эти радионуклиды нарабатываются.
• На основании результатов, панорамного анализа реальных образцов материалов и шихтовых материалов выполнены расчеты активации и кинетики спада наведенной радиоактивности и мощности дозы для сталей Fe-9Cr-W-V-Мп и ЭК-181 (реактор БН-600) и сплавов на основе ванадия V-4Ga, V-Ga-Si и V-4Cr-4Ti (термоядерный реактор).
• На основе предложенной кинетической модели, описывающей процесс эволюции междоузельных петель, разработано программное обеспечения, для расчета параметров, зарождения и роста дислокационных петель - «Dloops». При помощи данной программы оценены параметры зарождения и роста дислокационных междоузельных петель в ванадии, алюминии и его сплавов с Mg, Zn и Sc: • Получена формула, корректно описывающая экспериментальные данные и прогнозирующая радиационное упрочнение материалов при более высоких дозах облучения.
Основные положения, выносимые на защиту:
• модернизация программного обеспечения; ACTTVA для расчета активации и ядерных трансмутаций при нейтронном облучении материалов; новая объектно-ориентированная модель программного комплекса;
• сравнительные результаты расчета ядерных трансмутаций, активации; кинетики спада наведенной радиоактивности и мощности дозы для ряда конструкционных материалов при облучении нейтронами различного энергетического распределения; а так же значения предельно допустимых концентраций элементов с точки зрения вклада в активацию материала для ядерных установок;
• прогноз возможных фазовых изменений! сплавов; V-4Ga, V-Ga-Si- и, V-4Gr-4Ti при их облучении нейтронамш термоядерного синтеза, при- различных флюенсах; оценка порогового значения .флюенса нейтронов прш котором; эти; сплавы критически;деградируют;
• прогноз фазовой стабильности ферритных сталей Fe-9Gr-W-V-Mn и ЭК-181 при их облучении нейтронами реактора БН-600 при различном флюенсе путем расчета хромо-никелевых эквивалентов и положения на фазовой диаграмме Шеффлера-Шнейдера;
• кинетическая модель, описывающая процесс зарождения и роста дислокационных петель в ванадии, алюминии и его сплавах; оценка ряда параметров, характеризующих рост петель в зависимости от скорости введения дефектов,- чистоты материалов и температуры облучения;
•:. оценка параметров радиационного упрочнения в ванадии, алюминии и его сплавов, с использованием полученной В; диссертации формулы, описывающей кинетику упрочнения в облучаемых материалах, на основе электрономикроскопических данных по размерам и плотности дислокационных петель;
Программное обеспечение для расчета ядерных трансмутаций
Впервые расчеты активации большинства элементов периодической системы, представляющих интерес для разработки малоактивируемых материалов с оценкой основных долгоживущих радионуклидов и предельно допустимых концентраций элементов, на которых они нарабатываются, были проведены в ГЕОХИ АНСССР [14] и в атомных научных центрах Англии [15] и Германии [16]. В результате дальнейших совместных разработок ГЕОХИ РАН и ИМЕТ РАН физико-математических основ компьютерного моделирования трансмутационных ядерных превращений при нейтронном облучении был создан первый и пока единственный отечественный програмный комплекс ACTIVA [17, 18], который впоследствии был модернизирован, в том числе, в ходе выполнения диссертационной работы (см. раздел 3.1). Вт настоящее время наряду с программой ACTIVA, создан ряд аналогичных зарубежных программ (FISPAGT, ANITA, ACTIVA, АСТ4, RACC, FRJNDA) [19]. В Европейском союзе приоритетное использование получила программа FISPACT. Она разработана в Англии (Центр в Калэме, Culham), поддерживается Евроатомом, совершенствуется, периодически обновляется и в последние годы бесплатно распространяется в европейских организациях, работающих по профилю. Как уже отмечалось, разработанная в ГЕОХИ РАН и ИМЕТ РАН программа ACTTVA является первым и пока единственным российским продуктом, обеспечивающим расчет активации облученных материалов, кинетики последующего спада их наведенной радиоактивности, а также расчетов наработки и выгорания элементов для задач разработки малоактивируемых материалов.
Программное обеспечение имеет следующие особенности: позволяет рассчитывать активацию/ нейтронами, имеющих произвольное энергетическоераспределение; учитывает ядерные реакции высокого порядка (вплоть до шестого), протекающие как на продуктах активации, так и на продуктах распада. Это позволяет корректно оценивать ядерные трансмутации при очень длительных облучениях (десятки лет) и при очень высоких плотностях потока (например, 1020 н/м2-с); обеспечивает расчет как наводимой радиоактивности, так и соответствующей ей мощности дозы излучения, включая вариант циклической активации; оценивает все возможные цепочки образования того или иного радионуклида, идентифицируя наличие или отсутствие данных по соответствующим сечениям; результаты расчетов могут быть загружены в многотабличную" реляционную базу данных (Access). На Рис. 1.2 показана принципиальная блок схема программного обеспечения ACTIVA. Подробное описание алгоритмов и структуры программного обеспечения можно найти в оригинальных публикациях [17, 18]. Программа построена по модульному принципу и состоит из нескольких частей, взаимодействующих между собой через дисковую файловую систему. Разработаны следующие модули: интегрирование дифференциальных сечений для заданного нейтронного спектра; вывод из базы данных информации по сечениям в текстовом формате; логический анализ ядерных данных для предсказания возможных цепочек ядерных трансмутаций, приводящих к образованию долгоживущих радионуклидов; экспорт результатов расчетов в реляционную базу данных (MS Access) - атлас активации и др. Под эгидой МАГАТЭ в 1990 г. организовано многоэтапное международное тестирование программ для расчета ядерных трансмутаций, в котором принимал участие и пакет программ ACTIVA (под названием IRRADIA) [20]. Для большинства тестируемых изотопов программа показала результаты очень близкие к данным других программ, участвовавших в сравнении.
Одним из основных подходов при разработке малоактивируемых сплавов является частичная или полная замена неблагоприятных в активационном отношении компонентов сплава на элементы, обладающие ускоренным спадом наведенной радиоактивности при сохранении необходимых свойств, прежде всего радиационной стойкости модифицируемого сплава. В настоящее время исследования по разработке радиационно-стойких малоактивируемых металлических конструкционных материалов в основном сконцентрированы создании таких материалов как аустенитные и ферритные нержавеющие стали и сплавы на основе ванадия.
Проводятся также исследования и по оценке возможности применения в реакторах термоядерного синтеза неметаллических конструкционных материалов (в частности, на основе карбида,кремния [21]). Для создания композиций, обладающих ускоренным спадом наведенной активности, в случае аустенитных нержавеющих сталей основной легирующий элемент никель частично или полностью заменяется на марганец (с учетом никелевого эквивалента как условия для стабилизации аустенита), в случае ферритных сталей молибден заменяется на вольфрам и ванадий, а ниобий на тантал. В качестве легирующих компонентов при создании сплавов на основе ванадия рассматриваются такие элементы как Сг, Ті, Si и Ga. 1.3.2 Роль примесных элементов и оценка их допустимых концентраций Присутствие микропримесей ряда элементов может существенно сказаться на активационных свойствах конструкционного материала. Более того, в ряде случаев влияние микропримесей может свести на нет замену легирующих компонентов. Характерным примером может служить. ванадий. На Рис. 1.3 представлены кривые активации различных типов ванадия. Видно, что гипотетически чистый, ванадий действительно отличается быстрым спадом
Расчет трансмутационных ядерных изменений в металлических материалах при нейтронном облучении
Расчеты по активации облученных материалов, кинетики последующего спада их наведенной радиоактивности и мощности дозы, а также расчеты по наработке и выгоранию элементов для задач разработки малоактивируемых материалов проведены: с использованием программного комплекса ACTIVA (включая и ее модернизированной версии WinActiva). Модернизированная версиябыла нами разработана в рамках этой работы.. При; расчетах активации были использованы спектры нейтронов, представленные на Рис.21б; В спектре термоядерного реактора D синтеза доминируют нейтроны высоких энергий — 14 МэВ. В термализованном спектре теплового реактора деления имеется максимум распределения нейтронов при энергии 0,025 эВ, а в спектре реактора на быстрых нейтронах (БОР-60) имеется максимум в интервале энергий 0,1-2 Мэв.
Конструкция, принципы работы и особенности реакторов деления хорошо известны [120], поэтому мы не будем на них останавливаться. Следует только отметить, что для ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах имеются экспериментально измеренные нейтронные спектры; тогда как для реакторов синтеза используются теоретически рассчитанные спектры нейтронов. При облучении смеси изотопов (одного или разных элементов) результаты расчетов ядерных трансмутаций смеси являются суммой результатов расчетов отдельных изотопов (элементов). Для того, чтобы избежать многократного повторного вызова программы при изменении состава образца для определенного нейтронного спектра и условий облучения разработан модуль для сохранения результатов расчетов активации всех изотопов в многотабличной реляционной базе данных MS Access - атласе активации. Удобство такого подхода состоит в том, что последующая выборка информации (активность, мощность дозы и др.) может быть выполнена путем запроса к этой базе данных, что заметно экономит время. Атлас можно использовать на любом компьютере, где установлена программа MS Access, а расчеты легко и быстро могут выполнить даже неподготовленные пользователи с помощью шаблонов готовых запросов. Кроме того, через форму запроса можно выполнить дополнительные вычисления над большими массивами структурированных данных и провести более детальные исследования, например, проследить цепочки образования того или иного радионуклида, оценить накопление/выгорание элементов и выполнить другие количественные оценки. Как уже упоминалось выше, программа ACTIVA остается пока единственным национальным продуктом, предназначенным для оценки ядерных трансмутаций при нейтронном облучении. Программа разработана в 90-х годах на языке QBasic под операционную систему MS DOS. Подробное описание алгоритмов и структуры программного обеспечения можно найти в оригинальных публикациях [17, 18]. Очевидно, что с тех пор интерфейс программы устарел, а запуск программы в современных операционных системах иногда вызывает сложности. Компиляция атласа активации, (основного инструмента расчета трансмутаций) весьма трудоемка и требует многочисленных и однообразных операций ввода данных.
Понятно, что назрела задача по модернизации программного-обеспечения, которая и стала одним из направлений диссертационной работы. Первым, этапом модернизации программного обеспечения стала полная переработка кода с использованием объектно-ориентированного языка программирования С# для работы в операционной системе WINDOWS NET. В результате программа получила современный и логичный интерфейс, появилась возможность динамического подключения различных библиотек ядерных данных, расчет активации возможен не только для случая облучения нейтронами, но и для облучения материала протонами и другими частицами. Программа обеспечивает сохранение результатов расчетов ядерных трансмутаций в многотабличной реляционной базе данных (атласе активации), а процесс компиляции атласа проходит в полностью автоматическом режиме. Определенным этапом развития программы сталосовершенствование алгоритмов с целью расширения функциональности программы, соответствующее обновление кода, а также проведено обновление библиотеки ядерных данных. Модернизированная программа получила название WinActiva. Более подробно модернизация программного комплекса WinActiva описана в Приложении №2. Например, на Рис.(Прил.2).2 показан новый разработанный интерфейс программного комплекса WinActiva. К параметрам определяемым пользователем в главном меню программы относятся: название энергетического спектра, тип активирующего излучения (нейтроны и .др.) и его интенсивность, продолжительность облучения, продолжительность охлаждения; химический состав мишени, масса пробы,.типы ядерных реакций и максимальный порядок учитываемых ядерных реакций. Разработана, новая программа FendlDataGonvertor (см. Рис:(Прил.2).3) предназначенная; для конвертации международной- базы- данных МАГАТЭ) по дифференциальным сечениям ядерных реакций (FENDE и FENDE-2) в формат
Оценка активации химических элементов при их облучении в различных ядерных установках
Теоретической основной разработки, малоактивируемых материалов-является сопоставление результатов расчетов их активации и кинетики спада наведенной радиоактивности после окончания? облучения с принятыми нормами допустимых радиологических стандартов. Для этого необходимо прогнозировать радионуклидный состав материала после облучения на основе соответствующих расчетов для задаваемых нейтронных спектров ядерных реакторов деления или термоядерного синтеза. Результаты расчетов» позволяют проводить оценку предельно-допустимых концентраций; неблагоприятных в активационномг отношении примесей. Первые систематические результаты расчетов активации наиболее важных для. разработки малоактивируемых материалов химических элементов- включая оценку предельно-допустимых концентраций. можно найти в работах [14, 15,16]. В диссертационной работе на систематической основе мы рассмотрели нейтронную активацию различных химических элементов: то есть провели сравнительный анализ активации для установок различного типа большого числа элементов, служащих как компонентами различных сплавов, или являющимися сопутствующими примесями. Ранее, подобные комплексные расчеты, насколько нам известно, проведены только для спектров ДЕМО и БОР-60. Результаты этой работы представлены на серии графиков, представляющих динамику спада наведенной радиоактивности и мощности дозы, а также таблиц с оцененными предельно допустимыми концентрациями элементов-примесей для материалов, облучаемых в различных установках. Последняя информация может быть рассмотрена в качестве определенных требований к метрологическим параметрам методов аналитического контроля малоактивируемых сплавов и их компонентов.
Условия расчета Проведены расчеты для следующих нейтронных спектров: ДЕМО (флюенс 1 10 н/см , время облучения 10 лет), ВВЭР-1500 (флюенс 1-10 н/см , время облучения 10 лет), БОР-60 (флюенс 1-10 н/см , время облучения 10 лет), -JC5 у БН-600 (флюенс 1-10 н/см , время облучения 560 дней). Результаты расчетов и их обсуждение Результаты расчетов представлены на Рис.3.7. Видно, что лишь нескольких элементов - ниобия, молибдена, никеля и алюминия мощность дозы наведенных радионуклидов не достигает безопасного уровня даже в течение ста лет выдержки.. Это связано с образованием долгоживущих радионуклидов с высокой гамма-постоянной (Nb94 2.03-104 лет, Nb91 680 лет, Мо93 4.0-103 лет, Ni59 7.6-10 лет, А1 7.6-10 лет). Хорошую динамику спада активности показывают облученные Сг, V, Ті, Ga и др. Из них наибольший интерес представляет ванадий в силу его легкой обрабатываемости, технологичности и жаростойкости. Железо, являющее основой радиационностойких жаропрочных сталей, широко применяемых в реакторостроении, показывает спад дозы до безопасного уровня за несколько десятилетий, что также приемлемо. Из сравнения Рис.3.7 следует, что динамика спада мощности дозы после облучения нейтронами термоядерного реактора и реакторов на быстрых нейтронах подобна. Для реакторов на быстрых нейтронов мощность дозы наводимых радионуклидов заметно ниже, чем в случае термоядерного реактора, кроме того, алюминий выбывает из списка нежелательных элементов. Из этого сравнения можно сделать вывод, что малоактивируемые материалы, разработанные для термоядерного реактора, полностью подходят и для реакторов на быстрых нейтронах. А так как ядерная энергетика ближайших десятилетий будет строиться на основе последних, то малоактивируемые материалы, разрабатываемые для, пока отдаленного во времени, термоядерного реактора применимы и для реакторов на быстрых нейтронах. Для реализации радиологического критерия при работе персонала с радиоактивными материалами без средств специальной защиты и с использованием робототехники, концентрация ряда легирующих и примесных элементов не должна превышать значений приведенных в Табл.(Прил.З).2 (см. Приложение №3). Эти значения получены на основании сопоставления мощности дозы элементов на конец облучения и после 100 лет выдержки с принятыми нормами допустимых радиологических стандартов при дистанционной работе с радиоактивными материалами с использованием робототехники: 1-10" Зв/час и работе персонала без средств специальной защиты: 28-10"6 Зв/час. Предельно допустимые содержания элементов (масс.%) в конструкционных материалах рассчитывалась из соотношении на задаваемый период охлаждения допустимой дозы для работы робототехники или персонала без средств защиты и дозы от наведенных радионуклидов при облучении определенного элемента. Из этой же таблицы следует, что при создании малоактивируемых материалов оптимального состава необходим детальный аналитический контроль за содержанием в них как базовых элементов, так и различных примесных элементов (желательно в варианте панорамного элементного анализа).
При этом нижний предел определяемых концентраций в большинстве случаев должен составлять не менее 10" %. Для достижения наибольшей эффективности при создании малоактивируемых материалов этот контроль должен, по возможности, осуществляться на всех технологических фазах производства, начиная от выбора шихтовых компонентов и кончая анализом готовой продукции. дозы после окончания облучения некоторых чистых элементов нейтронами различных спектров (ДЕМО, ВВЭР-1500, БОР-60), некоторые из которых могут быть использованы для замены нежелательных в активационном плане легирующих элементов. Заключение Из приведенных данных следует, что динамика спада мощности дозы после облучения различных химических элементов нейтронами термоядерного синтеза и нейтронами деления (реакторы на быстрых нейтронах) в общем подобна. В материалах для реакторов деления допускается алюминий. Таким образом малоактивируемые материалы, разработанные для термоядерного реактора, применимы и для реакторов на быстрых нейтронах. А так как ядерная энергетика ближайших десятилетий будет строиться на основе последних, то разработка малоактивируемых материалов для, пока отдаленного во времени, термоядерного реактора должна быть востребована и для создания реакторов на быстрых нейтронах.
Оценка ядерных трансмутаций при облучении, ванадиевых сплавов нейтронами термоядерного реактора различного флюенса и их влияние на фазовую стабильность материалов
Bf этой части диссертации, внимание сфокусировано на оценке влияния ф люенса нейтронов s термоядерного реактора? на. изменение: химического состава? ряда ванадиевых сплавов (V-4Gaj. V-Ga-Si и V-4Cr-4Ti) из-за; ядерных трансмутаций при облучении и возможную; по этим причинам фазовую нестабильность- материалов. В частности, одной из задач было определение порогового значения флюенса нейтронов; при; котором» сплавы критически деградируют. Условия расчета Расчеты изменения химического состава ванадиевых сплавов в результате их облучения нейтронами: термоядерного реактора (спектр ДЕМО, Рис.2.6) выполнены с помощью программы, AGTEVA; [17] (использована система запросов к-, реляционной базе ..данных — атласу активации, компилируемому заранее); Расчёты, проводились для-: флюенсов нейтронов; изменяющихся? с; шагом: в- один порядок в интервале от Г-10?8 до - V-1025 н/см2. Продолжительность облучения і постоянна и составляла 10 лет. Масса- образца; составляла ЮОФграмм; учитывали ядерные реакции до шестого порядка.. Результаты химического анализа реальных образцов; выплавленных в ИМЕТ РАН, приведены в Табл.4.5 (основные и легирующие элементы). Табл.4.5. Сплав V-3,61Ga-0,82Si ат.% Выгорание основных компонентов сплава при-флюенсе нейтронов 1-1023 н/см незначительно (от 10" до 0,1 вес.%, см. Табл.4.6). При увеличении,флюенса на порядок (до гипотетического флюенса 1-Ю24 н/см ) становится заметным выгорание основных элементов. Так, например, кремний выгорает от начальных 0,82 до 0,78 ат.%, а ванадия становится меньше на 2,2 ат.%. Микроструктурные исследования приведенные в работе [122], свидетельствуют о том, что граница твердого раствора кремния в сплаве V-(3,4-3,6) ат.% Ga лежит в пределах 0,7-0,75 ат.%. При повышении содержания кремния до 0,8-1,2 ат.% появляются выделения вторых фаз в теле зерна и в отдельных местах по границам зерен. Отсюда можно сделать предположение, что выгорание кремния при гипотетическом флюенсе 1-Ю24 н/см2 будет способствовать уменьшению количества-вторых фаз. При гипотетическом флюенсе 1-Ю25 н/см2 выгорание основных компонентов сплава становится значительным: ванадия — 5%, галлия — 44% и кремния - 14% (см. Табл.4.6).
В этом случае оценить фазовые изменения без дополнительных исследований затруднительно. Тем не менее, согласно данным работы [122],- при содержании кремния в пределах 0,6 ат.% сплавы системы V-Ga-Si имеют структуру твердого раствора и выделения второй фазы отсутствуют. В этой связи можно предположить, что одно только выгорание кремния, до 0,65 ат.% уже может привести к переходу сплава из двухфазной области к однофазной. В результате чего сплав, получит структуру твердого раствора. Установлено [122], что повышение содержания- кремния, от 0,62 до 0,82 ат.% в сплавах V-Ga-Si приводит к повышению их прочностных свойств (пределов текучести и прочности). В тоже время, при повышении температуры испытания сплавов от комнатной до 600С происходит некоторое снижение относительного сужения, (от 90 до 80%), что впрочем, позволяет сохранить! достаточный уровень их пластичности. Отсюда можно предположить, что облучение материала флюенсом нейтронов» 1-10 н/см может привести к снижению его прочностных свойств при высокой рабочей температуре. Одновременно с процессом выгорания основных компонентов- сплава происходит наработка других элементов. Их содержание- в облученном? материале с ростом флюенса нейтронов- увеличивается.- Так, например; при изменении флюенса от 1-10 до 1-10 н/см наработка Ті, Gr и Zn увеличивается от 10: до 1 вес.% (см. Табл.4.7). Наработка перечисленных элементов в таких относительно небольших количествах, вероятно, не сказывается на свойствах этого материала. Сплав V-4Cr-4Ti С точки зрения ядерных трансмутаций этот сплав интересен тем, что его основные компоненты расположены друг за другом в периодической таблице Д.И. Менделеева, что обеспечивает дополнительную стабильность из-за взаимопревращения основных элементов в результате ядерных реакций. Например, выгорание хрома и титана частично компенсируется их- наработкой за счет выгорания-ванадия: , В- свою очередь, выгорание ванадия частично компенсируется за счет наработки ванадия из титана и хрома:
Проведенные расчеты показали, что выгорание основных компонентов и наработка других химических элементов в сплаве V-4Cr-4Ti при флюенсе 99 9 нейтронов до 1-10 н/см пренебрежимо малы (от 0;001 до 0,01 вес.%, см. Табл.4.6). Ситуация начинает меняться при флюенсе нейтронов 1-10 н/см и выше. В этих случаях происходит выгорание титана при одновременной его наработке из хрома (например, Сг52 (п,Не) Ті (n,2n) Ті48) и ванадия, что в-сумме обеспечивает даже небольшую наработку титана. Также имеет место заметная наработка хрома, в основном за счет выгорания ванадия (см. Табл.4.6). Обычно, суммарная концентрация примесей внедрения, (О, N, С) в исходном сплаве составляет 0,04% [22]. При облучении нейтронами с 94 9 гипотетическим флюенсом Л0 н/см суммарная, концентрация этих примесей-из-за выгорания уменьшается до 0,036 вес.%. Известно [1], что если сумма концентраций кислорода, азота и углерода в сплаве V-Cri составляет менее 0,04%, то выделение оксикарбонитридов титана Ti(0,N,C)x может подавляться. При гипотетическом флюенсе 1-10 н/см расчетная суммарная концентрация примесей внедрения становится 0,02 вес.%, что может привести к уменьшению доли фазы Ti(0,N,C)x и радиационному разупрочнению материала. При увеличении флюенса нейтронов (10 , 10 и 10 н/см ) в сплаве значительно возрастает концентрация водорода и гелия, соответсвенно до 10"3, 9 1 10" и 10" вес.% каждого (см. Табл.4.8). В работе [123] показана склонность ванадиевых сплавов к гелиевому высокотемпературному охрупчиванию при температуре 650С. Авторы статьи [124] отмечают, что сильное охрупчивание сплавов ванадия может иметь место и при введении в сплавы водорода. Температура эксплуатации сплавов также влияет на срок службы материалов. Так например, если при комнатной температуре концентрация водорода в V-4Cr-4Ti сплаве составляет менее 0,04 вес.%, что не приводит к значительному
