Reactor materials-modern status

This paper presents short description of modern status of reactor materials for nuclear. The fast growing energy demand and concerns about climate changes require nuclear energy to play a role among other energy sources to satisfy future energy needs of mankind. Exactly core materials behaviour provides safe and economy exploitation of nuclear power plants. Metals and alloys used in nuclear service serve in very challenging environments involving high temperatures and stresses, as well as exposure to high irradiation doses. Problems of radiation resistance of materials for exploitation reactors and reactors of next generation are described. Дана стаття являє короткий опис сучасного стану реакторних матеріалів для ядерної енергетики. Швидко зростаючий попит на енергію і заклопотаність з приводу зміни клімату вимагають від ядерної енергетики відігравати важливу роль серед інших джерел енергії для задоволення майбутніх потреб всього людства в енергії. Саме основна поведінка матеріалів забезпечує безпечну і економічну експлуатацію атомних електростанцій. Метали і сплави, які використовуються в ядерній галузі, працюють в дуже складних умовах при наявності високих температур і напружень, а також впливі високих доз опромінень. У даній статті також описані проблеми радіаційної стійкості матеріалів реакторів, що експлуатуються в наш час, а також реакторів наступного покоління. Данная статья представляет краткое описание современного состояния реакторных материалов для ядерной энергетики. Быстро растущий спрос на энергию и озабоченности по поводу изменения климата требуют от ядерной энергетики играть важную роль среди других источников энергии для удовлетворения будущих потребностей всего человечества в энергии. Именно основное поведение материалов обеспечивает безопасную и экономичную эксплуатацию атомных электростанций. Металлы и сплавы, используемые в ядерной отрасли, работают в очень сложных условиях при наличии высоких температур и напряжений, а также воздействии высоких доз облучений. В данной статье также описаны проблемы радиационной стойкости материалов при эксплуатации реакторов в наше время, а также реакторов следующего поколения

Effect of Alloying Oxides Y2O3 and ZrO2 on the Microstructure of Austenitic Steel 18Cr10NiTi

Nanomaterials are materials of new generation with unique characteristics which are not characteristic for other materials. Nanofilms, nanoprocessors, nanorobots – the more well known technologies, but demands of modern industry, electronic industry, power industry dictate the development of nanomaterials in higher scales. The use of nanomaterials is very promising direction in nuclear power. Conditions of operation of structural materials in nuclear reactors, namely, high temperature (higher 300°C for thermal reactors and higher 600°C for fast reactors) which together with high density of neutrons (~1021-1022 neutrons/cm-2) cause the degradation of initial physical-chemical characteristics and the significant dimension changes. These factors influence considerably on safe and long-term operation period of reactor

The Effect of Gas Phase Composition on the Structural Characteristics and Resistivity of Nitrogen-doped Nanostructured Diamond Coatings

The experimental results of the effect of the gas phase composition on nitrogen-doped nanostructured diamond coatings synthesized in the glow discharge plasma on their structure and resistance have been presented. It was shown that changes in the electrical conductivity of the nitrogen doped nanostructured diamond coatings are primarily related to changes in the electrical conductivity of the grain boundaries and did not to changes in the grain size of the diamond phase. When you are citing the document, use the following link http://essuir.sumdu.edu.ua/handle/123456789/3518

Properties of tubes from Zr-1% Nb alloy after thermochemical treatment and hydrogenation

The influence of treatment in controlled gas environments with subsequent hydrogenation on the physical and mechanical characteristics of the Zr-1% Nb zirconium alloy has been investigated. The surface hardness and the size of the diffusion-hardened layer of the ring-samples cut from fuel tubes from the Zr-1% Nb alloy after treatment in oxygen- and nitrogen-containing gaseous media with subsequent saturation with hydrogen have been established. The influence of the parameters of the gaseous medium and the modes of thermochemical treatment (TCT) of specimens-rings on the destructive stresses under static load at temperatures of 20 and 380 °C is shown. It was revealed that treatment in the investigated gas environment increases the resistance to hydrogen saturation and has a positive effect on the long-term strength of ring specimens from the zirconium alloy Zr-1% Nb.Досліджено вплив термохімічної обробки в контрольованих газових середовищах з наступним насиченням воднем на фізико-механічні характеристики цирконієвого сплаву Zr-1% Nb. Визначено твердість поверхні і розмір дифузійно-зміцненого шару зразків-кілець, вирізаних з твельних трубок сплаву Zr-1% Nb після обробки в кисне- і азотовмісних газових середовищах, а також з наступним насиченням воднем. Показано вплив параметрів газового середовища і режимів термохімічної обробки зразків-кілець на руйнівні напруження за статичного тривалого навантаження за температурах 20 і 380 °С. Виявлено, що обробка в дослідженому газовому середовищі підвищує опірність насиченню воднем і позитивно впливає на тривалу міцність зразків-кілець з цирконієвого сплаву Zr-1% Nb.Исследовано влияние термохимической обработки в контролируемых газовых средах с последующим наводороживанием на физико-механические характеристики циркониевого сплава Zr-1% Nb. Установлены твердость поверхности и размер диффузионно-упрочненного слоя образцов-колец, вырезанных из твэльных трубок из сплава Zr-1% Nb после обработки в кислород- и азотсодержащих газовых средах с последующим насыщением водородом. Показаны влияния параметров газовой среды и режимов термохимической обработки образцов-колец на напряжения разрушения при статической нагрузке при температурах 20 и 380 °С. Выявлено, что обработка в исследованных газовых средах повышает сопротивляемость насыщению водородом и положительно влияет на длительную прочность образцов-колец из циркониевого сплава Zr-1% Nb

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

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

High-entropy alloys as a prospective class of new radiation-tolerant materials research development analysis based on the information databases

A new class of metallic materials, so-called high-entropy alloys (HEAs), was under review. Various definitions of these alloys are given, their main differences from the conventional alloys are indicated and the dynamics of publications in the period from the first publications in 2004 to the end of 2020 are presented. It is noted the almost exponential growth of the article numbers concerning these alloys, and the main reasons of such high interest are discussed. Experimental results of development the radiation-tolerant materials based on the concept of high-entropy alloys and study of the radiation damage mechanisms are summarised.Розглянуто новий клас металічних матеріалів – так звані «високоентропійні сплави». Надано різні їх визначення, вказано основні відмінності цих матеріалів від традиційних сплавів, наведено динаміку публікацій за період від перших робіт у 2004 році до кінця 2020 року. Виявлено практично експоненціальне збільшення числа статей, присвячених цим сплавам, обговорено причини такої високої активності досліджень у даній області. Наведено результати розробки радіаційно стійких матеріалів на основі концепції високоентропійних сплавів, та підсумовано дослідження механізмів радіаційних пошкоджень у таких матеріалах.Рассмотрен новый класс металлических материалов – так называемые «высокоэнтропийные сплавы». Даны их различные определения, указаны основные отличия этих материалов от традиционных сплавов и приведена динамика публикаций за период от первых работ в 2004 году до конца 2020 года. Обнаружен практически экспоненциальный рост числа работ, посвященных этим сплавам, обсуждены причины такой высокой активности исследований в данной области. Приведены результаты разработок радиационно стойких материалов на базе концепции высокоэнтропийных сплавов, и просуммированы исследования механизмов радиационных повреждений в таких материалах

Simulation technologies in modern radiation material science

The results of simulation experiments on different materials are analyzed. Using irradiation with charged particle beams one can reproduce and examine practically all the known radiation effects and investigate physical nature of these effects in more details under well-controlled conditions. Characteristics of some radiation sources used for studies of radiation effects and radiation resistance and experimental procedures are presented. The accelerator systems, high-tech instrumentations and methodologies for the analysis of experimental data provide a comprehensive tool for determination of mechanisms of radiation damage and selection of materials with high radiation resistance.Проанализированы результаты имитационных экспериментов на различных материалах. Используя облучение пучками заряженных частиц, можно воспроизвести и исследовать практически все известные радиационные эффекты, а также изучить физическую природу этих эффектов более детально в хорошо контролируемых условиях. Представлены характеристики некоторых источников облучения, используемых для исследования радиационных эффектов, радиационной стойкости, и экспериментальные процедуры. Ускорительные системы, высокотехнологичные измерительные приборы и методики для анализа экспериментальных данных являются всеобъемлющим инструментом для определения механизмов повреждения и отбора материалов с высокой радиационной стойкостью.Проаналізовано результати імітаційних експериментів на різних матеріалах. Використовуючи опромінення пучками заряджених часток, можна відтворити та дослідити практично всі відомі радіаційні ефекти, а також вивчити фізичну природу цих ефектів більш детально в добре контрольованих умовах. Представленo характеристики деяких джерел опромінення, що використовуються для дослідження радіаційних ефектів, радіаційної стійкості, та експериментальні процедури. Прискорювальні системи, високотехнологічні вимірювальні прилади та методики для аналізу експериментальних даних є всеосяжним інструментом для визначення механізмів пошкодження та відбору матеріалів з високою радіаційною стійкістю

Influence of environmental conditions on microstructure development and swelling in irradiated austenitic stainless steels

Investigation and analysis of environmental conditions and swelling behaviour in irradiated austenitic stainless steels were done. Influence of dose rate, effects of stress and temperature history on microstructural evolution and swelling behaviour was studied in these steels.Досліджені і проаналізовані зовнішні умови, що впливають на поведінку розпухання опромінених аустенітних нержавіючих сталей. Вивчено вплив швидкості створення зсувів, зовнішніх напруг і температурної історії на мікроструктурну еволюцію і розпухання в цих сталях.Исследованы и проанализированы внешние условия, влияющие на поведение распухания облученных аустенитных нержавеющих сталей. Изучено влияния скорости создания смещений, внешних напряжений и температурной истории на микроструктурную эволюцию и распухание в этих сталях

Evolution of over-conductivity of YВа₂Сu₃О₇-δ single crystals under the exposure of irradiation by high-energy electrons

The evolution of the excess conductivity of YВа₂Сu₃О₇-δ single crystals upon electron irradiation is investigated. It was shown that electron irradiation leads to a significant expansion of the temperature range for the existence of excess conductivity, thereby narrowing the region of the linear dependence of p(Т) in the ab plane. It was found that the excess conductivity Δσ(Т) of YВа₂Сu₃О₇-δ single crystals in a wide temperature range Tf<Т<T⚹ (Тf – the transition temperature from the PG to the FP mode) is subject to exponential temperature dependence. Moreover, the description of excess conductivity using the relation Δσ ⁓ (1-Т/Т⚹)exp(Δ⚹ab/T) (Δ⚹ab – the pseudogap in ab-plane) can be interpreted in terms of the mean-field theory, where T⚹ is presented as the mean-field temperature of the transition to the PG state, and the temperature dependence of the pseudogap is satisfactorily described in the framework of the BCS-BEC crossover theory. In this case, the value of the transverse coherence length ξс(0) increases 1.4 times and the 2D-3D crossover point shifts in temperature.Досліджено еволюцію надлишкової провідності монокристалів YВа₂Сu₃О₇-δ при опроміненні електронами. Показано, що опромінення електронами призводить до значного розширення температурного інтервалу існування надлишкової провідності, тим самим, звужуючи область лінійної залежності p(Т) в ab площині. Встановлено, що надлишкова провідність Δσ(Т) монокристалів YВа₂Сu₃О₇-δ в широкому інтервалі температур Tf<Т<T⚹ підпорядковується експоненційній температурній залежності. При цьому опис надлишкової провідності за допомогою співвідношення Δσ⁓(1–Т/Т⚹)exp(Δ⚹ab/T) може бути інтерпретовано в термінах теорії середнього поля, де Т⚹ представлена, як середньополева температура переходу в ПЩ-стан, а температурна залежність псевдощілини задовільно описується в рамках теорії кросовера БКШ-БЕК. При цьому величина поперечної довжини когерентності ξс(0) збільшується в 1,4 рази, і зміщується по температурі точка 2D-3D кросовера.Исследована эволюция избыточной проводимости монокристаллов YВа₂Сu₃О₇-δ при облучении электронами. Показано, что облучение электронами приводит к значительному расширению температурного интервала существования избыточной проводимости, тем самым, сужая область линейной зависимости p(Т) в ab-плоскости. Установлено, что избыточная проводимость Δσ(Т) монокристаллов YВа₂Сu₃О₇-δ в широком интервале температур Tf<Т<T⚹ подчиняется экспоненциальной температурной зависимости. При этом описание избыточной проводимости с помощью соотношения Δσ⁓(1–Т/Т⚹)exp(Δ⚹ab/T) может быть интерпретировано в терминах теории среднего поля, где Т⚹ представлена, как среднеполевая температура перехода в ПЩ-состояние, а температурная зависимость псевдощели удовлетворительно описывается в рамках теории кроссовера БКШ-БЭК. При этом величина поперечной длины когерентности ξс(0) увеличивается в 1,4, раза и смещается по температуре точка 2D-3D кроссовера