EDN: BNGBWM
Авторы
Гусев Н.В., Печенкин В.А., Фоломеев В.И.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Гусев Н.В. — научный сотрудник.
Печенкин В.А. — ведущий научный сотрудник, кандидат физико-математических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-80-19; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Фоломеев В.И. — ведущий научный сотрудник.
Аннотация
Существенное влияние на радиационные явления в конструкционных реакторных материалах (КМ) могут оказывать напряжения, возникающие как при реакторном, так и при ускорительном облучении. В работе предложена методика и проведены расчеты напряжений, вызванных температурными градиентами и накоплением имплантированных ионов в образцах из аустенитных (на примере ЧС68) и ферритно-мартенситных (на примере ЭП823) сталей для типичных условий облучения ионами никеля и железа в мишенном устройстве ускорителя Тандем-3М. Для расчета методом конечных элементов (МКЭ) полей температур и напряжений использован расчетный код SIMULIA Abaqus.
Проведены расчеты распределения температур в элементах мишенного устройства и в образцах из сталей ЭП823 и ЧС68 при облучении ионами соответственно Fe3+ и Ni3+ с энергией 11,5 МэВ. Вызванные градиентами температуры напряжения в образцах обеих сталей невелики и в области облучения не превышают нескольких МПа. Для этих же условий облучения проведены МКЭ-расчеты деформаций и напряжений, вызванных имплантацией ионов, в образцах этих сталей при различных повреждающих дозах до 250 сна. Получено аналитическое выражение для стационарного профиля интенсивности напряжений по глубине образца, определяемого соотношением скоростей имплантации ионов и радиационной ползучести, которое хорошо согласуется с рассчитанными МКЭ стационарными значениями. Получены аналитические оценки возможных локальных напряжений, связанных с вакансионным распуханием сталей. Эти напряжения сравнимы с напряжениями, возникающими в КМ оболочек твэлов при высоких дозах реакторного облучения.
Для обоих рассмотренных типов сталей связанные с имплантацией ионов напряжения могут быть велики, но они локализованы в зоне накопления внедренных ионов. Выбирая для облучения относительно высокую энергию ионов (5–12 МэВ), можно обеспечить достаточно широкую область для исследования микроструктуры облученных образцов КМ, удаленную как от поверхности образца, так и от области высоких напряжений в зоне накопления внедренных ионов.
Ключевые слова
ускорительное облучение, имплантация ионов, конструкционные материалы, сталь ЭП823, сталь ЧС68, градиенты температуры, напряжения, деформации
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- 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.
- Чернова А.Д., Печенкин В.А., Фоломеев В.И. Расчёт температур и напряжений в образце при ионном облучении. Труды XXVI Международной конференции «Радиационная физика твердого тела», М., НИИ ПМТ при МГИЭМ (ТУ), 2016, с. 57–59.
- SRIM, Computer Code for Stopping and Range of Ions in Matter. Доступно на: http://www.srim.org (дата обращения 13.02.2024).
- Официальная электронная документация для ПК ABAQUS 6.13 (лицензия на использование № S100001227), Dassault Systèmes, 2013.
- Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов. Под общей редакцией д.т.н., профессора В.М. Поплавского. М.: ИздАТ, 2014. 584 с.
- Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник под ред.В.С.Чиркина. М.: Атомиздат, 1968. 484 с.
- Физические величины. Справочник под. ред. Григорьева А.В., М.: Энергоатомиздат, 1991. 1234 с.
- Pechenkin V.A., Chernova A.D., Molodtsov V.L., Garner F.A. Effect of internal sink strength on diffusion mass transport in alloys under high dose ion irradiation. Proceedings of the 12th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators. November 10–13, 2015, Washington, USA, 2016, pp. 103–109.
- Flinn J.E., McVay G.L., and Walters L.C.In-reactor deformation of solution annealed type 304L stainless steel. Journal of Nuclear Materials, 1977, vol. 65, pp. 210–223.
- Марголин Б.З., Мурашова А.И., Неустроев В.С. Влияние напряжений на радиационное распухание аустенитных сталей. Вопросы материаловедения, 2011, № 4 (68), с. 124–139.
- Поролло С.И., Шулепин С.В., Иванов А.А., Конобеев Ю.В. Распухание и радиационная ползучесть аустенитной коррозионно-стойкой стали, облученной нейтронами в широком диапазоне дозы и температуры. Атомная энергия, 2011, т. 110, вып. 4, с. 207–214.
- Поролло С.И., Конобеев Ю.В., Иванов А.А., Шулепин С.В. Распухание и радиационная ползучесть ферритно-мартенситной стали, облученной в БН-350 в широком диапазоне дозы и температуры. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 3, с. 148–155.
- Полехина Н.А., Литовченко И.Ю., Алмаева К.В., Тюменцев А.Н., Пинжин Ю.П., Чернов В.М., Леонтьева-Смирнова М.В. Сравнительное исследование микроструктуры, механических свойств и особенностей разрушения жаропрочных ферритно-мартенситных сталей ЭК-181, ЧС-139 и ЭП-823 в интервале температуры от –196 до 720 °С. Вопросы атомной науки и техники. Серия: термоядерный синтез, 2018, т. 41, вып. 4, с. 38–47.
- Круглов А.С., Быков В.Н., Певчих Ю.М. Радиационная ползучесть стали 09Х16Н15М3Б при напряжениях, превышающих предел текучести. Атомная энергия, 1983, т. 54, вып. 1, с. 57–58.
- Диденко А.Н., Шаркеев Ю.П., Козлов Э.В., Рябчиков А.И. Эффекты дальнодействия в ионно-имплантированных металлических материалах. Томск: Изд-во НТЛ, 2004. 328 с.
- Garner F.A. Chapter 6: “Irradiation Performance of Cladding and Structural Steels in Liquid Metal Reactors”. Materials Science and Technology: A Comprehensive Treatment, 1994, vol. 10a, pp. 419–543.
- 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.
- Getto E., Sun K., Monterrosa A.M., Jiao Z., Hackett M.J., Was G.S. Void swelling and microstructure evolution at very high damage level in self-ion irradiated ferritic-martensitic steels. Journal of Nuclear Materials, 2016, vol. 480, pp. 159–176.
- Чуев В.В. Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности. Автореф. докт. техн. наук. Заречный, 2007. 44 с.
- Баканов М.В., Ненахов А.В., Дудниченко И.С. Контроль работоспособности реакторных сборок после эксплуатации в активных зонах БН-600. Вторая модернизация оборудования «горячей» камеры. Ядерная энергетика. Известия вузов, 2009, № 2, с. 167–186.
- Виленский О.Ю., Лапшин Д.А., Рябцов А.В., Фаракшин М.Р. Термомеханическое взаимодействие элементов тепловыделяющей сборки активной зоны реакторов типа БН в условиях высокодозного облучения. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2023, № 4, с. 101–108.
- Tomoyuki Uwaba, Hiroyuki Ohshima, Masahiro Ito. Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system. Nuclear Engineering and Design, 2017, vol. 317, pp. 133–145.
- Akasaka N., Yamagata I., Ukai S. Effect of temperature gradients on void formation in modified 316 stainless steel cladding. Journal of Nuclear Materials, 2000, vol. 283–287, pp. 169–173.
- Seran J.L., Touron H., Maillard A., Dubuisson P., Hugot J.P., Le Boulbin E., Blanchard P., Pelletier M. The swelling behavior of titanium stabilized austenitic steels used as structural materials of fissile subassemblies in Phenix. Proc. of the 14th International Symposium “Effects of Radiation on Materials”: (Volume II). ASTM STP, 1990, vol. 1046, pp. 739–747.
- Tomoyuki Uwaba, Shigeharu Ukai. The secondary stress analyses in the fuel pin cladding due to the swelling gradient across the wall thickness. Journal of Nuclear Materials, 2002, vol. 305, pp. 21–28.
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 176–193
