Грудзевич О.Т., Печенкин В.А., Шагинян Р.А.
Рассмотрены вопросы наработки гелия и водорода в конструкционных материалах (КМ) ядерных реакторов. Описан метод расчета концентраций этих газов на единицу повреждающей нейтронной дозы. С использованием программного комплекса MMK проведены расчеты спектров нейтронов в различных позициях, включая зоны с разным обогащением топлива и внутрикорпусные устройства, в реакторах БОР-60, МБИР, БН-800, БРЕСТ, ВВЭР-СКД и в экспериментальной установке USDOE/JAERI. Получены плотности потока нейтронов в 299-групповом приближении. Выполнен анализ экспериментальных и оцененных данных о сечениях ядерных реакций (n,p) и (n,α) для основных изотопов элементов реакторных сталей. Определены элементы сталей, вносящие большой вклад в наработку гелия и водорода. Наибольший вклад в производство гелия вносят никель и бор, а в производство водорода вносит никель.
Представлены результаты расчетов, с использованием кода FISPACT, скоростей наработки гелия и водорода в ферритно-мартенситной стали ЧС139 и в аустенитных сталях ЭК164 и Х18Н9 при их облучении в различных позициях этих реакторов. Различия в скоростях набора дозы в разных реакторах или в скоростях наработки гелия и водорода могут приводить к существенному различию в распухании КМ, облученных при одинаковых температурах и повреждающих дозах.
1. Грудзевич О.Т., Печенкин В.А., Кобец У.А., Гурбич А.Ф., Боховко М.В., Шагинян Р.А., Марголин Б.З., Петров С.Н., Михайлов М.С., Васильева Е.А. Исследования радиационной стойкости конструкционных материалов на ускорителях ионов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2022, № 3, с. 127–145.
2. Tanaka T., Oka K., Ohnuki S. et al. Synergistic effect of helium and hydrogen for defect evolution under multi-ion irradiation of Fe-Cr ferritic alloys. Journal of Nuclear Materials, 2004, vol. 329–333, pp. 294–297.
3. Wakai E., Sawai T., Furuya K. et al. Effect of triple ion beams in ferritic/martensitic steel on swelling behavior. Journal of Nuclear Materials, 2002, vol. 307–311, pp. 278–282.
4. Wakai E., Kikuchi K., Yamamoto S. et al. Swelling behavior of F82H steel irradiated by triple/dual ion beams. Journal of Nuclear Materials, 2003, vol. 318, pp. 267–273.
5. Sekimura N., Iwai T., Arai Y., Yonamine S., Naito A., Miwa Y., Hamada S. Synergistic effects of hydrogen and helium on microstructural evolution in vanadium alloys by triple ion beam irradiation. Journal of Nuclear Materials, 2000, vol. 283–287, pp. 224–228.
6. Forrest R., Sowerby M. and Endacott D. The Data Library UKACT1 and the Inventory Code FISPACT. Proc. of Int. Conf., Mito, Japan, 1988, p. 1061.
7. Грудзевич О.Т., Зеленецкий А.В., Игнатюк А.В., Пащенко А.Б. Библиотека ядерно-физических данных для расчета активаций и трансмутаций. Атомная энергия, 1994, т. 76, вып. 2, с. 127.
8. Грудзевич О.Т., Зеленецкий А.В., Игнатюк А.В., Пащенко А.Б. Каталог библиотеки ADL-3. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы, 1993, вып. 3–4, с. 3.
9. IkedaY., Kumar A., Konno C. Activation Cross Sections for the Generation of Long-Lived Radionuclides Importance in Fusion Reactor Technology. Proc. of an IAEA Consultants’ Meeting. Vienna, Austria, November, 1991.
10. Report INDC(NDS)-232/L. Activation Cross Sections for the Generation of Long-Lived Radionuclides Importance infusion Reactor Technology. Proc. of an IAEA Consultants’ Meeting held by Argonne National Laboratory, Argonne, USA, 11–12 September 1989.
11. Kumar A., Ikeda Y., Abdou A., et al. Induced Radioactivity Measurements in Fusion Neutron Environment – Joint Report of USDOE/JAERI Collaborative Program on Fusion Neutronics. JAERI-M-93-018, February, 1993.
12. Chadwick M.B., Gardner M.A., Gardner D.G., Grudzevich O.T. et al. Intercomparison of Theoretical Calculations of Important Activation Cross Sections for Fusion Reactor Technology. Proc. IAEA Co-ordinated Meeting, Del Mar, USA, 1993, INDC(NDS)-286, p. 123.
13. Garner F.A. Chapter 6: “Irradiation Performance of Cladding and Structural Steels in Liquid Metal Reactors”. Materials Science and Technology: A Comprehensive Treatment, VCH Publishers, 1994, vol. 10a, pp. 419–543.
14. Печенкин В.А., Чернов К.Г., Моисеев А.В., Елисеев В.А., Конобеев Ю.В. Характеристики повреждающей дозы в металлах и конструкционных материалах при облучении в активной зоне реакторов БН и ВВЭР. Ядерная физика и инжиниринг, 2013, т. 4, № 3, с. 262–272.
15. Garner F.A., Toloczko M.B., Sencer B.H. Comparison of swelling and irradiation creep behavior of fcc-austenitic and bcc-ferritic/martensitic alloys at high neutron exposure. Journal of Nuclear Materials, 2000, vol. 276, pp. 123–142.
16. Garner F.A., Gelles D.S., Greenwood L.R., Okita T., Sekimura N., Wolfer W.G. Synergistic influence of displacement rate and helium/dpa ratio on swelling of Fe–(9, 12)Cr binary alloys in FFTF at ≈ 400 °С. Journal of Nuclear Materials, 2004, vol. 329–333, pp. 1008–1012.
17. Budylkin N.I., Bulanova T.M., Mironova E.G. et al. The strong influence of displacement rate on void swelling in variants of Fe–16Cr–15Ni–3Mo austenitic stainless steel irradiated in BN-350 and BOR-60. Journal of Nuclear Materials, 2004, vol. 329–333, pp. 621–624.
