High-resolution transmission electron microscopy study of crystallography and morphology of TiC precipitates in argon-irradiated 18Cr10NiTi steel

This work encompasses identification of the crystal structure and analysis of the TiC precipitates in 18Cr-10Ni-Ti austenitic stainless steel under Ar-ions irradiation. High resolution transmission electron microscopy (HRTEM) and energy dispersive spectroscopy (EDS) are used. Orientation relationship of TiC particles in surrounding matrix are indicated by HRTEM and diffraction patterns. The size of the precipitates is found to be critical: the coherency of TiC is kept at the interfaces when the precipitate is in the stage of nucleation, whereas the growth of precipitate up to 10 nm can lead to the loss of coherency in the austenitic steel. The findings suggest that the incoherent precipitate-matrix interface is an important point defect sink and contributes to inert gas bubble formation at elevated irradiation temperatures.Проведено ідентифікацію кристалічної структури та аналіз виділень TiC в аустенітній нержавіючій сталі Х18Н10Т під опроміненням іонами Ar. Використовуються трансмісійна електронна мікроскопія з високою роздільною здатністю (ТЕМВРЗ) та енергодисперсійна спектроскопія (ЕДС). Орієнтаційна залежність часток TiC у навколишній матриці вказується ТЕМВРЗ та дифракційними картинами. Встановлено, що розмір виділень є критичним: когерентність TiC зберігається на межах розділу, коли виділення знаходиться на стадії зародження, тоді як зростання виділення до 10 нм може призвести до втрати когерентності в аустенітній сталі. Висновки свідчать про те, що некогерентна межа розділу виділенняматриця є важливим стоком точкових дефектів і сприяє утворенню бульбашок інертного газу при підвищених температурах опромінення.Проведены идентификация кристаллической структуры и анализ выделений TiC в аустенитной нержавеющей стали Х18Н10Т при облучении ионами Ar. Используются просвечивающая электронная микроскопия высокого разрешения (ПЭМВР) и энергодисперсионная спектроскопия (ЭДС). Ориентационные отношения частиц TiC в окружающей матрице показаны с помощью ПЭМВР и дифрактограмм. Установлено, что размер выделений критичен: когерентность TiC сохраняется на границах раздела, когда выделение находится на стадии зарождения, тогда как рост выделения до 10 нм может привести к потере когерентности в аустенитной стали. Полученные данные свидетельствуют о том, что некогерентная граница раздела выделение-матрица является важным стоком точечных дефектов и способствует образованию пузырьков инертного газа при повышенных температурах облучения

Microstructure evolution and deuterium trapping in low-energy cascades after irradiation of SS316 stainless steel

The release profile of deuterium from SS316 austenitic steel irradiated with low-energy deuterium ions was studied using thermal desorption spectroscopy as well as steel microstructure evolution after deuterium implantation and subsequent annealing by means of transmission electron microscopy. It was found that dislocation loops are predominant observed defects in SS316 steel irradiated to dose of ~ 1 dpa. The temperature range of deuterium retention is 300 600 K. Thermal desorption measurements show slightly-resolved stage of deuterium release with a maximum at temperature near 400 K. The energies of deuterium de-trapping have been analyzed using numerical simulations based on diffusion-trapping model.Методом термодесорбційної мас-спектроскопії вивчено термоактивоване виділення дейтерію з аустенітної нержавіючої сталі SS316, опроміненої низькоенергетичними іонами дейтерію, а також досліджено еволюцію мікроструктури сталі після імплантації дейтерію і наступних відпалів за допомогою просвічувальної електронної мікроскопії. Було встановлено, що опромінення до дози ~ 1 зна призводить до утворення дислокаційних петель. Температурний інтервал утримання дейтерію становить 300…600 К. Вимірювання показали наявність однієї слабовирішуваною стадії виходу дейтерію з максимумом при температурі ~ 400 К. Проаналізовано енергії зв'язку дейтерію з пастками по кривим термодесорбції за допомогою чисельного моделювання, заснованого на моделі дифузії атомів газу в полі радіаційних дефектів.Методом термодесорбционной масс-спектроскопии изучено термоактивированное выделение дейтерия из аустенитной нержавеющей стали SS316, облученной низкоэнергетическими ионами дейтерия, а также исследована эволюция микроструктуры стали после имплантации дейтерия и последующих отжигов с помощью просвечивающей электронной микроскопии. Было установлено, что облучение до дозы ~ 1 сна приводит к образованию дислокационных петель. Температурный интервал удержания дейтерия составляет 300…600 К. Измерения показали наличие одной слаборазрешимой стадии выхода дейтерия с максимумом при температуре ~ 400 К. Выполнен анализ энергии связи дейтерия с ловушками по кривым термодесорбции с помощью численного моделирования, основанного на модели диффузии атомов газа в поле радиационных дефектов

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

Effect of grain boundary on the cavity formation behavior in 1.4 MeV Ar⁺ irradiated 18Cr10NiTi-ODS steel

The formation of cavity denuded zones (DZ) near grain boundary (GB) in 18Cr10NiTi-ODS steel with the addition of Y₂O₃-ZrO₂ nano-oxides irradiated with energetic Ar-ions in the dose range of 40…110 displacements per atom (dpa) with simultaneously implanted argon to the levels of 0.08…7 at.% at temperatures of 550…650 ℃ was investigated. Transmission electron microscopy has been used to study the microstructure evolution and width of cavity-denuded zones. Denuded zones are found to be dependent of the irradiation conditions, such as irradiation dose, dose rate and temperature. The impact of grain refinement and nanosized oxide precipitates on the characteristics of DZ are examined.Досліджено формування денудованих від порожнин зон поблизу меж зерен у сталі Х18Н10Т-ДЗО з додаванням нанооксидів Y₂O₃-ZrO₂, опроміненої високоенергетичними іонами Ar у діапазоні доз 40…110 зсувів на атом з одночасною імплантацією аргону до рівнів 0,08…7 ат.% при температурах 550…650 ℃. Трансмісійна електронна мікроскопія була використана для вивчення еволюції мікроструктури та ширини денудованих зон. Виявлено, що ширина денудованих зон залежить від умов опромінення, таких як доза опромінення, швидкість створення зсувів і температура. Вивчено вплив подрібнення зерна і нанорозмірних оксидних преципітатів на характеристики денудованих зон

Morphology and sputtering of tungsten nitrides coatings exposed to deuterium plasma

Processes of sputtering, surface modification and change in the stoichiometric composition of W and WN coatings deposited on stainless steel by cathodic arc evaporation were studied under the influence of low-energy (500 eV/D) deuterium plasma with fluence of (1…4.5)·10²⁴ D₂⁺/m² at room temperature. The composition of the WN coating changes under the influence of deuterium plasma, its enrichment with tungsten up to 100% is observed. Results of erosion studies indicated that the sputtering yields for coatings WN and W are ∼2.4·10⁻² at./ion and to be systematically higher than the published data which were measured for bulk materials.Досліджено вплив низькоенергетичної (500 еВ/D) дейтерієвої плазми з флюенсом (1…4,5)·10²⁴ D₂⁺/m² за кімнатної температури на процеси розпилення, модифікацію поверхні та зміну стехіометричного складу покриттів W і WN, осаджених на нержавіючу сталь катодним дуговим випаровуванням. Опромінення дейтерієвою плазмою змінює склад покриття WN, спостерігається його збагачення вольфрамом до 100%. Результати досліджень ерозії показали, що коефіцієнти розпилення для покриттів WN і W становлять ∼2.4·10⁻² ат./іон і систематично перевищують опубліковані дані для об’ємних матеріалів

Ion-implanted deuterium release behavior from Li-based advanced ceramics

The behavior of ion-implanted deuterium in advanced lithium orthosilicate (Li₄SiO₄) pellets with addition of lithium metatitanate (Li₂TiO₃), and in reference Li₄SiO₄ pellets, has been studied. Thermal desorption spectroscopy (TDS) was used to examine the deuterium interaction with radiation defects in materials. Deuterium gas release from studied ceramics has revealed a clear dependence of deuterium trapping behavior on phase composition. The trap strength of radiation defects formed in lithium titanate was found to be higher than in lithium orthosilicate.Досліджено поведінку іонно-імплантованого дейтерію в удосконалених таблетках ортосилікату літію (Li₄SiO₄) з додаванням метатитанату літію (Li₂TiO₃) та в еталонних таблетках Li₄SiO₄. Для вивчення взаємодії дейтерію з радіаційними дефектами в матеріалах використовувалася термодесорбційна спектроскопія (ТДС). Виділення дейтерію з досліджуваних керамік виявило чітку залежність характеру захоплення дейтерію від фазового складу. Було встановлено, що енергія зв'язку дейтерію з радіаційними дефектами в титанаті літію вища, ніж у ортосилікаті літію

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

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

Characterization of dislocation type defects formed at low-energy deuterium irradiation of SS316 stainless steel

The nature of small point defect clusters in SS316 austenitic stainless steel irradiated with deuterium ions at room temperature was identified from their behavior under annealing. In this analysis, the defect clusters which evolved due annealing were judged to be of interstitial (I)-type and of vacancy (V)-type. The standard technique for Burgers vector determinations was used and shown that the interstitial type defect clusters are Frank faulted dislocation loops having Burgers vector b = a/3 normal to the {111} plane. These results are discussed and compared with the results of studies of microstructural changes in austenitic stainless steels irradiated with fission neutrons.Визначено характер дислокаційних петель в аустенітній нержавіючій сталі SS316, опроміненої іонами дейтерію при кімнатній температурі. У цій роботі вивчена трансформація дрібних дефектних кластерів, результатом якої стало утворення дислокаційних петель міжвузельного та вакансійного типів. Використовувався стандартний метод визначення векторів Бюргерса дислокацій. Показано, що дефектні петлі Франка мають вектор Бюргерса типу b = a/3 , спрямований перпендикулярно площинам {111}. Ці результати обговорюються і порівнюються з даними досліджень мікроструктурних змін в аустенітних нержавіючих сталях при нейтронному опроміненні.Определен характер дислокационных петель в аустенитной нержавеющей стали SS316, облученной ионами дейтерия при комнатной температуре. В этой работе изучена трансформация мелких дефектных кластеров, результатом которой стало образование дислокационных петель межузельного и вакансионного типов. Использовался стандартный метод определения векторов Бюргерса дислокаций. Показано, что дефектные петли Франка имеют вектор Бюргерса типа b = a/3 , направленный перпендикулярно плоскостям {111}. Эти результаты обсуждаются и сравниваются с данными исследований микроструктурных изменений в аустенитных нержавеющих сталях при нейтронном облучении

Mechanisms of radiation damage and development of structural materials for operating and advanced nuclear reactors

Safety of nuclear reactor (NR) and economic of nuclear power are determined to high degree by structural materials. Study of reasons of change of physical-mechanical properties of materials and of their dimensional stability under irradiation; determination of operation life of elements of nuclear power energetic assemblies in different conditions, selection and development of prospective materials with high radiation resistance are the main objectives of radiation material science. In the presented paper, mechanisms of radiation damage of structural materials for nuclear power and problems of development of radiation-resistant materials for operating and advanced NR of new generation are examined.Безпека ядерних енергетичних установок (ЯЕУ) і економічність атомної енергетики багато в чому визначаються конструкційними матеріалами, з яких виготовлені елементи ЯЕУ. Вивчення причин зміни фізико-механічних властивостей матеріалів і їх розмірної стабільності при опроміненні, визначення ресурсу роботи елементів ЯЕУ в різних умовах, вибір і розробка перспективних матеріалів з високою радіаційною стійкістю є основними завданнями радіаційного матеріалознавства. У представленій статті розглядаються механізми радіаційного пошкодження конструкційних матеріалів ядерної енергетики, проблеми та перспективи створення радіаційно стійких матеріалів для діючих реакторів і реакторів нового покоління.Безопасность ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и экономичность атомной энергетики во многом определяются конструкционными материалами, из которых изготовлены элементы ЯЭУ. Изучение причин изменения физико-механических свойств материалов и их размерной стабильности при облучении, определение ресурса работы элементов ЯЭУ в различных условиях, выбор и разработка перспективных материалов с высокой радиационной стойкостью являются основными задачами радиационного материаловедения. В статье рассматриваются механизмы радиационного повреждения конструкционных материалов ядерной энергетики, проблемы и перспективы создания радиационно стойких материалов для действующих реакторов и реакторов нового поколения