Retention and features of deuterium detrapping from radiation-induced damages in steels

The accelerators and ion-beam analysis techniques are used for simulation of displacement damage and detailed investigation of distribution profiles of damage and impurity gas atoms (especially helium and hydrogen) in the irradiation of targets for a wide ranges of doses and particle energies. The influence of preimplanted helium and heavy ion-induced damage on deuterium trapping in austenitic and ferritic/martensitic steels was studied. The results obtained for 18Cr10NiTi stainless steel show that ion-implanted deuterium is weakly trapped by defects produced in 5 keV D+ displacement cascades. The effective trapping temperature interval is between 300 and 600 К. The characteristics of trapping and the temperature range of hydrogen isotopes retention in traps formed by prior implantation of helium depend on the concentration of implanted helium and on the type of defects developed. The formation of helium bubbles in 18Cr10NiTi steel causes an order of magnitude increase in the content of retained deuterium atoms in the range of temperature 300-600 K and extends the interval of effective trapping temperatures to 1000 K. Energetic heavy-ion irradiation (1.4 MeV Ar+ ) has been used for modeling defect cluster formation under displacement cascade conditions to simulate fusion reactor environments. It was found that retention of hydrogen and deuterium strongly increased in this case. It is shown that the presence of a surface-passive film considerably shifts the gas release interval to higher temperatures and reduces the deuterium surface recombination coefficient by several orders of magnitude.Моделювання дефектів зміщення і дослідження профілів розподілу пошкоджень і домішкових газових атомів (зокрема, гелію та водню) у мішенях в широкому діапазоні доз і енергій частинок, що імплантуються, виконані з використанням прискорювачів і ядерно- фізичних методів аналізу. Вивчений вплив попередньої імплантації гелію і створення пошкоджень, індукованих імплантацією важких іонів, на захоплення дейтерію в аустенітних і феритно-мартенситних сталях. Результати, отримані для сталі Х18Н10Т, показують, що іонно-імплантований дейтерій слабо зв'язується дефектами, які виникають внаслідок опромінення сталі низькоенергетичними іонами D+ . Температурний інтервал утримання газу в цьому випадку становить 300-600 К. Характеристики захоплення і температурні інтервали утримання водню пастками, утвореними при попередній імплантації гелію, залежать від концентрації прониклого гелію і типу пасток, що виникають. Утворення гелієвих бульбашок в сталі Х18Н10Т призводить до збільшення на порядок кількості дейтерію, що утримується в інтервалі температур 300-600 К, а також до розширення інтервалу його ефективного захоплення до 1000 К. Опромінювання високоенергетичними важкими іонами (1.4 MеВ Ar+ ) використовували для моделювання кластерів дефектів, які утворюються в каскадах зіткнень і є характерними для термоядерних реакторів. В цьому випадку було виявлено значне збільшення утримання водню і дейтерію. Показано, що присутність поверхневої пасивуючої плівки значно переміщує інтервал виходу газу у бік високих температур і зменшує коефіцієнт поверхневої рекомбінації дейтерію на декілька порядків величини.Моделирование дефектов смещения и исследование профилей распределения повреждений и примесных газовых атомов (в частности, гелия и водорода) в мишенях в широком диапазоне доз и энергий имплантируемых частиц выполнены с использованием ускорителей и ядерно-физических методов анализа. Изучено влияние предварительной имплантации гелия и создания повреждений, индуцированных имплантацией тяжелых ионов, на захват дейтерия в аустенитных и ферритно-мартенситных сталях. Результаты, полученные для стали Х18Н10Т, показывают, что ионно-имплантированный дейтерий слабо связывается дефектами, возникающими вследствие облучения стали низкоэнергетическими ионами D+ . Температурный интервал удержания газа в этом случае 40 составляет 300-600 К. Характеристики захвата и температурные интервалы удержания водорода ловушками, образованными при предварительной имплантации гелия, зависят от концентрации внедренного гелия и типа возникающих ловушек. Образование гелиевых пузырьков в стали Х18Н10Т приводит к увеличению на порядок количества дейтерия, удерживаемого в интервале температур 300-600 К, а также к расширению интервала его эффективного захвата до 1000 К. Облучение высокоэнергетичными тяжелыми ионами (1.4 MэВ Ar+ ) использовали для моделирования образующихся в каскадах столкновений кластеров дефектов, характерных для термоядерных реакторов. В этом случае было обнаружено значительное увеличение удержания водорода и дейтерия. Показано, что присутствие поверхностной пассивационной пленки значительно смещает интервал выхода газа в сторону высоких температур и уменьшает коэффициент поверхностной рекомбинации дейтерия на несколько порядков величины

Cooperative effect of displacement damage and inert gas impurities on deuterium retention in austenitic and ferritic-martensitic steels

The behaviour of hydrogen (deuterium) in austenitic 18Cr10NiTi stainless steel and ferritic/martensitic steels EP-450 and EI-852 were investigated. Energetic heavy-ion irradiation has been used for modeling defect cluster formation under displacement cascade conditions to simulate nuclear-power environments. The influence of preimplanted argon on deuterium trapping in steels was studied using methods of ion implantation, the nuclear reactions D(³He,p)⁴He, thermal desorption spectrometry and transmission electron microcopy. It was found that retention of deuterium in steels is strongly enhanced by presence of radiation damages created by argon ions irradiation. The hydrogen release temperature interval shifts on 200 K to higher temperature. For the obtaining of deuterium trapping and desorption thermodynamic parameters in steels numerical simulation on the base of the continuum rate-theory was used.Изучено поведение водорода (дейтерия) в аустенитной нержавеющей стали Х18Н10Т и ферритномартенситных сталях ЕР-450 и ЕI-852. Для моделирования дефектной структуры, которая образуется в материалах ядерных энергетических установок, использовали облучение сталей высокоэнергетичными ионами аргона. Влияние предварительного облучение аргоном на удержание дейтерия в сталях исследовали методами ионной имплантации, ядерных реакций D(³He,p)⁴He, термодесорбционной спектроскопии и просвечивающей электронной микроскопии. Было установлено, что удержание дейтерия в сталях существенно повышается в присутствии радиационных повреждений, созданных предварительной имплантацией ионов аргона. Наблюдается сдвиг температурного интервала выхода водорода из кристаллической решетки на 200 К в область более высоких температур. Для извлечения термодинамических параметров захвата и десорбции дейтерия из сталей использовалась расчетная модель, основанная на теории диффузии атомов водорода в поле радиационных дефектов.Вивчено поведінку водню (дейтерію) в аустенітній нержавіючій сталі Х18Н10Т і феритно-мартенситних сталях ЕР-450 і ЕI-852. Для моделювання дефектної структури, що виникає в матеріалах ядерних енергетичних установок, використовували опромінення сталей високоенергетичними іонами аргону. Вплив попереднього опромінення аргоном на утримання дейтерію в сталях досліджували методами іонної імплантації, ядерних реакцій D(³He,p)⁴He, термодесорбційної спектроскопії та просвічуючої електронної мікроскопії. Було встановлено, що утримання дейтерію в сталях істотно зростає в присутності радіаційних пошкоджень, створених попередньою імплантацією іонів аргону. Спостерігається зміщення температурного інтервалу виходу водню з кристалічної решітки на 200 К в область більш високих температур. Для отримання термодинамічних параметрів захоплення і десорбції дейтерію із сталей використовувалася розрахункова модель, заснована на теорії дифузії атомів водню в полі радіаційних дефектів

Kinetics of blisters growth in a deformed α-Fe at low-energy deuterium plasma exposure

The results of the study of surface topography evolution and the features of deuterium interaction with α-Fe under glow discharge 1 keV deuterium ions bombardment at Troom up to ion fluence of 3.4·10²⁴ D/m² are presented. At a threshold irradiation dose the formation of blisters with dimensions ranging from 0.01 to 1 mm is observed. The extent of blistering development is determined by ability of hydrogen to penetrate to the depths exceeding the ions stopping range of 1 keV hydrogen by orders of magnitude and by the density, location depth and mutual arrangement of fissures in the preliminarily deformed material.Представлено результати дослідження еволюції топографії поверхні та особливостей взаємодії дейтерію з α-Fe при бомбардуванні іонами тліючого розряду з енергією 1 кеВ при Tкімн. до дози 3,4·10²⁴ D/м². При пороговій дозі опромінення спостерігається утворення блістерів з розмірами від 0,01 до 1 мм. Ступінь розвитку блістерінга визначається здатністю водню проникати на глибини, що перевищують на порядки пробіг іонів водню з енергією 1 кеВ, а також щільністю, глибиною і взаємним розташуванням тріщин у попередньо деформованому матеріалі.Представлены результаты исследования эволюции топографии поверхности и особенностей взаимодействия дейтерия с α-Fe при бомбардировке ионами тлеющего разряда с энергией 1 кэВ при Tкомн. до дозы 3,4·10²⁴ D/м² . При пороговой дозе облучения наблюдается образование блистеров с размерами от 0,01 до 1 мм. Степень развития блистеринга определяется способностью водорода проникать на глубины, превышающие на порядки пробег ионов водорода с энергией 1 кэВ, а также плотностью, глубиной и взаимным расположением трещин в предварительно деформированном материале

Comparative study of helium bubble formation in Cr-Fe-Ni-Mn high-entropy alloy and 18Cr10NiTi steel after irradiation and post-irradiation annealing

High entropy alloys (HEAs) are considered for applications in nuclear reactors due to their promising mechanical properties, corrosion and radiation resistance. In order to understand the irradiation effects in HEAs and to demonstrate their potential advantages over conventional austenitic stainless steels, we performed helium ion irradiation experiments with 20Cr-40Fe-20Ni-20Mn high-entropy alloy and 18Cr10NiTi steel under an identical condition. Both alloys have been irradiated to a dose of 4.8 displacement per atom (dpa) and a helium concentration of 11.7 at.% at room temperature. After subsequent annealing at 500°C the microstructure evolution of irradiated materials was examined. The irradiation promotes the formation of a high density of bubbles in HEA and steel. Comparison of parameters of helium porosity in these materials has been done.Високоентропійні сплави (ВЕС) розглядаються як перспективні матеріали для застосування в ядерних реакторах через їх багатообіцяючі механічні властивості, корозійну та радіаційну стійкість. З метою розуміння впливу опромінення на властивості ВЕС і демонстрації їх потенційних переваг у порівнянні зі звичайними аустенітними нержавіючими сталями ми провели експерименти з опромінення в ідентичних умовах іонами гелію з енергією 20 кеВ ВЕС 20Cr-40Fe-20Ni-20Mn і стали Х18Н10Т. Сплави були опромінені при кімнатній температурі до дози 4,8 зміщення на атом (зна) і концентрації гелію 11,7 ат.%. Еволюцію мікроструктури опромінених матеріалів досліджували після відпалу при 500°С. Опромінення і відпал призвели до створення високої щільності бульбашок у ВЕС і сталі. Проведено порівняння параметрів гелієвої пористості в цих матеріалах.Высокоэнтропийные сплавы (ВЭС) рассматриваются как перспективные материалы для применения в ядерных реакторах из-за их многообещающих механических свойств, коррозионной и радиационной стойкости. С целью понимания влияния облучения на свойства ВЭС и демонстрации их потенциальных преимуществ по сравнению с обычными аустенитными нержавеющими сталями мы провели эксперименты по облучению в идентичных условиях ионами гелия с энергией 20 кэВ ВЭС 20Cr-40Fe-20Ni-20Mn и стали Х18Н10Т. Оба сплава были облучены при комнатной температуре до дозы 4,8 смещения на атом (сна) и концентрации гелия 11,7 ат.%. Эволюцию микроструктуры облученных материалов исследовали после отжига при 500°С. Облучение и отжиг привели к образованию высокой плотности пузырьков в ВЭС и стали. Проведено сравнение параметров гелиевой пористости в этих материалах

Effect of argon-ion irradiation on cavity formation and evolution in 18Cr10NiTi austenitic steel

The swelling behavior of 18Cr10NiTi austenitic stainless steel irradiated with energetic Ar-ions in the dose range of 40…105 displacements per atom (dpa) with simultaneously implanted argon to the levels of 0.08…6.3 at.% at temperatures of 550…700 °C was investigated. Transmission electron microscopy (TEM) has been used to study the microstructure evolution and to determine the dependence of swelling on the damage and Ar concentration. It is shown that the highest density and average size of the cavities was observed in the region of the calculated peak damage and Ar concentration. Argon was found to promote cavity swelling at lower temperature. At simultaneous creation of defects and argon implantation it was found a shift of swelling curve to higher temperatures compared to metallic-ion irradiation. The cavity swelling behavior of an austenitic 18Cr10NiTi steel irradiated with energetic argon ions are compared with those resulting from helium implantation.Досліджено поведінку розпухання аустенітної нержавіючої сталі 18Cr10NiTi, опроміненої енергетичними іонами Ar в діапазоні доз 40…105 зсувів на атом (зна) при одночасній імплантації аргону до рівнів 0,08…6,3 ат.% при температурі 550….700 °С. Просвічувальна електронна мікроскопія (ПЕМ) була використана для вивчення еволюції мікроструктури та визначення залежності розпухання від дози і концентрації Ar. Показано, що найбільша щільність і розмір порожнин спостерігаються в області розрахункового піку дефектів і концентрації Ar. Було виявлено, що аргон сприяє розпуханню при більш низькій температурі. При одночасному створенні дефектів і імплантації аргону було виявлено зсув кривої розпухання в сторону більш високих температур у порівнянні з опроміненням іонами металів. Поведінка розпухання аустенітної сталі 18Cr10NiTi, опроміненої енергетичними іонами аргону, порівнюється з такою у разі імплантації геліюИсследовано поведение распухания аустенитной нержавеющей стали 18Cr10NiTi, облученной энергетичными ионами Ar в диапазоне доз 40…105 смещений на атом (сна) при одновременной имплантации аргона до уровней 0,08…6,3 ат.% при температуре 550…700 °С. Просвечивающая электронная микроскопия (ПЭМ) была использована для изучения эволюции микроструктуры и определения зависимости распухания от дозы и концентрации Ar. Показано, что наибольшая плотность и размер полостей наблюдаются в области расчетного пика дефектов и концентрации Ar. Было обнаружено, что аргон способствует распуханию при более низкой температуре. При одновременном создании дефектов и имплантации аргона было обнаружено смещение кривой распухания в сторону более высоких температур по сравнению с облучением ионами металлов. Поведение распухания аустенитной стали 18Cr10NiTi, облученной энергетичными ионами аргона, сравнивается с таковым в случае имплантации гелия

Blistering of W, Ta and W-Ta coatings under the influence of particles of low-energy hydrogen plazma

The surface topography and deuterium retention in W, Ta and W-Ta coatings under the influence of low-energy deuterium plasma was studied. It was observed formation of blisters as dome and burst or delaminated structures. The W-Ta coatings showed improved characteristics: smaller sizes and density of blisters and a significantly lower thickness of the delaminated layer.Вивчено зміну топографії поверхонь покриттів W, Ta і W-Ta і вміст дейтерію під дією частинок низькоенергетичної водневої плазми. Спостерігалося утворення блістерів куполоподібної форми, відшарування та лущення. Покриття W-Ta показали поліпшені характеристики: менші розміри і знижену густину блістерів і значно меншу товщину відшарованого шару.Изучены изменение топографии поверхности покрытий W, Ta и W-Ta и накопление дейтерия под действием частиц низкоэнергетической дейтериевой плазмы. Наблюдалось образование блистеров куполообразной формы, отслаивание и шелушение. Покрытия W-Ta показали улучшенные характеристики: меньшие размеры и плотность блистеров и значительно уменьшенную толщину отслаиваемого слоя

Temperature dependence of surface topography and deuterium interaction with a pure α-Fe exposed to low-energy high-flux D plasma

Surface topography and deuterium interaction with a-Fe under glow discharge hydrogen (deuterium) ions bombardment with energy of ~1 keV at ion fluencies of (0.02…1)∙10²⁴ D/m² and various temperatures have been examined. The methods used were scanning electron microscopy, thermal desorption spectroscopy and the D(³He,p) ⁴He nuclear reaction. Formation of blisters was observed in the temperature range 230…340 K. Roundshaped cavities contained small nonmetallic particles FexOy (x=1…2, y=1…4) were founded on the irradiated surface of α-Fe. Temperature dependence of average blister diameter, the deuterium depth profile and temperature of deuterium retention were studiedИзучена топография поверхности и взаимодействие дейтерия с a-Fe под воздействием тлеющего разряда ионов водорода (дейтерия) с энергией ~ 1 кэВ при ионных флюенсах (0,02…1)∙10²⁴ D/м² и различных температурах. Использовались методы сканирующей электронной микроскопии, термодесорбционной спектроскопии и ядерных реакций D(³He,p) ⁴He. В интервале температур 230…340 К наблюдалось образование блистеров. На облучённой поверхности -Fe были обнаружены полости округлой формы, содержащие небольшие неметаллические частицы FexOy (х=1…2, у=1…4). Обсуждаются: температурная зависимость среднего диаметра блистеров, распределение дейтерия по глубине образца и особенности удержания дейтерия.Вивчено топографію поверхні і взаємодію дейтерію з a-Fe під впливом тліючого розряду іонів водню (дейтерію) з енергією ~ 1 кеВ при іонних флюенсах (0,02…1)∙10²⁴ D/м² і різних температурах. Використовувалися методи скануючої електронної мікроскопії, термодесорбційної спектроскопії і ядерних реакцій D(³He,p) ⁴He. В інтервалі температур 230…340 К спостерігалось утворення блістерів. На опроміненій поверхні -Fe були виявлені порожнини округлої форми, що містять невеликі неметалічні частки FexOy (х=1…2, у=1…4). Обговорюються: температурна залежність середнього діаметра блістерів, розподіл дейтерію по глибині зразка і особливості утримання дейтерію

Deuterium trapping and sputtering of tungsten coatings exposed to low-energy deuterium plasma

Processes of sputtering, surface modification and deuterium retention of tungsten coatings were studied under the influence of low-energy (500 eV) deuterium plasma with fluence (2·10²⁴D+/m²) at room temperature. The method of cathodic arc evaporation was used to deposit W and WN-coatings on stainless steel. Results of erosion studies indicated that the sputtering yields for coatings WN and W are 3.1·10⁻³ and 4.8·10⁻³ at./ion, respectively, and at least two times larger compared to bulk W but almost an order of magnitude smaller compared to ferritic martensitic steels. The total D retentions of W coatings were on the order of 5·10¹⁹D/m² and around one orders of magnitude lower than that of WN.Вивчено процеси розпилення, модифікації поверхні і захоплення дейтерію в вольфрамових покриттях під впливом низькоенергетичної (500 еВ) дейтерієвої плазми з флюенсом (4·10²⁴D+/м²). Метод катоднодугового випаровування використано для осадження W- і WN-покриттів на нержавіючу сталь. Результати ерозійних досліджень показали, що коефіцієнти розпилення покриттів WN і W складають 3.1·10⁻³ і 4.8·10⁻³ ат./іон відповідно і, як мінімум, в два рази більше в порівнянні з масивним W, але майже на порядок величини менше в порівнянні з феритно-мартенситними сталями. Загальна кількість дейтерію, утримуваного в W-покритті, становила близько 5·10¹⁹D/м², що приблизно на один порядок нижче, ніж у WN.Изучены процессы распыления, модификации поверхности и захвата дейтерия в вольфрамовых покрытиях под воздействием низкоэнергетической (500 эВ) дейтериевой плазмы с флюенсом (4·10²⁴D+/м²). Метод катодно-дугового испарения использован для осаждения W- и WN-покрытий на нержавеющую сталь. Результаты эрозионных исследований показали, что коэффициенты распыления покрытий WN и W составляют 3,1·10⁻³ и 4,8·10⁻³ ат./ион соответственно и, как минимум, в два раза больше по сравнению с массивным W, но почти на порядок величины меньше по сравнению с ферритно-мартенситными сталями. Общее количество дейтерия, удерживаемого в W-покрытии, составляло около 5·10¹⁹D/м², что примерно на один порядок ниже, чем у WN

Effect of argon ion irradiation on hardening and microstructure of ferritic-martensitic steel T91

Ferritic-martensitic steel T91 was irradiated with 1.4 MeV Ar⁺ ions to doses from 0.5 to 7 displacements per atom (dpa) at room temperature. Microstructure characterization was performed using transmission electron microscopy (TEM). TEM observations indicated that black dots and dislocation loops dominated the damage microstructure after ion irradiation. The nanoindentation technique was used to find out the changes in the hardness values with irradiation dose. Nanoindentation tests were performed at room temperature in continuous stiffness measurement mode before and after the irradiation. Nix-Gao model was used to extract the bulk-equivalent nanohardness of specimens. Pile-up of material around the indentation site that affects the calculated contact area was taken into account for correct interpretation of the mechanical properties of the irradiated material. It is shown that ion irradiation leads to hardening by 21% (ΔH ~ 0.7 GPa) which reaches quasi saturation at doses ≥ 1 dpa.Феритно-мартенситну сталь Т91 опромінювали при кімнатній температурі іонами Ar⁺ з енергією 1,4 МеВ в інтервалі доз 0,5…7 зсувів на атом (зна). Дослідження мікроструктури методом просвічувальної електронної мікроскопії показало утворення після іонного опромінення дефектів типу «чорних точок» і дислокаційних петель. Вимірювання твердості сталі проводили при кімнатній температурі методом наноіндентування в режимі безперервного вимірювання жорсткості до і після опромінення. Значення об'ємно-еквівалентної нанотвердості зразків розраховувалися з використанням моделі Нікса-Гао. При визначенні твердості сталі враховували ефект «навалу» матеріалу навколо місця вдавлення, який впливає на розрахункову площу контакту. Показано, що іонне опромінення призводить до збільшення нанотвердості на 21% (ΔН ~ 0,7 ГПа) і досягає квазінасичення при дозах ≥ 1 зна.Ферритно-мартенситную сталь Т91 облучали при комнатной температуре ионами Ar⁺ с энергией 1,4 МэВ в интервале доз 0,5…7 смещений на атом (сна). Исследование микроструктуры методом просвечивающей электронной микроскопии показало образование после ионного облучения дефектов типа «черных точек» и дислокационных петель. Измерения твердости стали проводили при комнатной температуре методом наноиндентирования в режиме непрерывного измерения жесткости до и после облучения. Извлечение значений объемно-эквивалентной нанотвердости образцов выполнялось с использованием модели НиксаГао. При определении твердости стали учитывали эффект «навала» материала вокруг места вдавливания, который оказывает влияние на расчетную площадь контакта. Показано, что ионное облучение приводит к увеличению нанотвердости на 21% (ΔН ~ 0,7 ГПа) и достигает квазинасыщения при дозах ≥ 1 сна

Effect of argon-ion irradiation on cavity formation in 18Cr10NiTi austenitic steel and its strengthened version

The swelling behavior of 18Cr10NiTi austenitic stainless steel and its strengthened by Y₂O₃-ZrO₂ nanooxides version irradiated with 1.4 MeV Ar-ions up to dose 30 displacements per atom (dpa) with simultaneously implanted argon to the levels 200 appm at temperatures of 550...650 ºC was investigated. Transmission electron microscopy (TEM) has been used to study the resulting microstructure evolution. Cavities were observed in both materials. The overall swelling of ODS 18Cr10NiTi steel reaches 0.1% which is about half as much as conventional 18Cr10NiTi steel.Досліджено розпухання аустенітної нержавіючої сталі Х18Н10Т і її дисперсно-зміцненої нанооксидами системи Y₂O₃-ZrO₂-версії, опромінених енергетичними іонами Ar з енергією 1,4 МеВ до дози 30 зміщінь на атом (зна) з одночасно імплантованими атомами аргону до 200 appm у діапазоні температур 550…650 ºC. Для вивчення еволюції мікроструктури була використана просвічуюча електронна мікроскопія (ПЕМ). Порожнини спостерігалися в обох матеріалах. Загальне розпухання ДЗО Х18Н10Т сталі досягає 0,1%, що приблизно вдвічі менше, ніж для звичайної стали Х18Н10Т.Исследовано распухание аустенитной нержавеющей стали Х18Н10Т и ее дисперсно-упрочненной нанооксидами системы Y₂O₃-ZrO₂-версии, облученных энергетичными ионами Ar с энергией 1,4 МэВ до дозы 30 смещений на атом (сна) с одновременно имплантированными атомами аргона до 200 appm в диапазоне температур 550…650 ºC. Для изучения эволюции микроструктуры была использована просвечивающая электронная микроскопия (ПЭМ). Полости наблюдались в обоих материалах. Общее распухание ДУО Х18Н10Т стали достигает 0,1%, что примерно вдвое меньше, чем в обычной стали Х18Н10Т