Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия

Диссертация: Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Получены закономерности изменения механических свойств исследованных марок бериллия после облучения в области флюенсов. нейтронов (0,2−18,0)-1022 см-2 (?>0,1 МэВ). Наблюдается немонотонный характер снижения прочности с увеличением флюенса нейтронов. Максимальное снижение происходит в области флюенсов от нуля до 2−1022 см-2. При максимальных флюенсах нейтронов предел прочности при нулевой… Читать ещё >

Содержание

  • ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР
    • 1. 1. Применение бериллия в реакторной технике
    • 1. 2. Свойства бериллия в исходном состоянии
    • 1. 3. Свойства бериллия после облучения
      • 1. 3. 1. Радиационно-андуцированное образование дефектов и накопление трансмутированных атомов
      • 1. 3. 2. Распухание
      • 1. 3. 3. Изменение механических характеристик при облучении
    • 1. 4. Выводы по главе
  • ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ ПРОВЕДЕНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТОВ
    • 2. 1. Материалы, образцы, изделия
    • 2. 2. Облучение образцов и изделий
    • 2. 3. Методики материаловедческих исследований
  • ГЛАВА 3. РАДИАЦИОННОЕ ОХРУПЧИВАНИЕ И РАЗУПРОЧНЕНИЕ БЕРИЛЛИЯ
    • 3. 1. Зависимости механических свойств на растяжение и сжатие бериллия марки ТВ-56 от температуры облучения и флюенса нейтронов
    • 3. 2. Влияние композиции и технологии изготовления на степень деградации механических свойств бериллия под облучением
    • 3. 3. Зависимость микротвердости от температуры облучения и флюенса нейтронов
    • 3. 4. Выводы по главе
  • ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ ГАЗОНАКОПЛЕНИЯ И РАСПУХАНИЯ В БЕРИЛЛИИ
    • 4. 1. Зависимость содержания гелия в образцах бериллия от флюенса нейтронов
    • 4. 2. Зависимость распухания от температуры облучения и флюенса нейтронов
    • 4. 3. Изменение параметров элементарной ячейки бериллия при облучении
    • 4. 4. Выводы по главе
  • ГЛАВА 5. ИССЛЕДОВАНИЕ ИЗМЕНЕНИЙ МИКРОСТРУКТУРЫ БЕРИЛЛИЯ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ
    • 5. 1. Исследование микроструктуры бериллия с помощью ТЭМ
      • 5. 1. 1. Характеристики микроструктуры облученного бериллия
      • 5. 1. 2. Образование дислокационных петель
      • 5. 1. 3. Образование пор и газовых пузырьков
    • 5. 2. Исследование микроструктуры бериллия с помощью метода оптической металлографии
    • 5. 3. Выводы по главе
  • ГЛАВА 6. ВАРИАНТЫ УВЕЛИЧЕНИЯ СРОКА СЛУЖБЫ БЕРИЛЛИЕВЫХ БЛОКОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ СМ И МИР
    • 6. 1. Основные факторы радиационного воздействия на бериллиевые блоки отражателя и замедлителя. опыт эксплуатации бериллиевых блоков в реакторах
  • СМиМИР
    • 6. 2. Расчет срока службы конструкционных материалов из бериллия в ядерном реакторе
    • 6. 3. Пути увеличения срока службы бериллиевых блоков
    • 6. 4. Выводы по главе
  • ВЫВОДЫ
  • ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

Влияние высокодозного нейтронного облучения на изменение физико-механических свойств и микроструктуры реакторных марок бериллия (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Актуальность темы

.

В настоящее время в мире широким фронтом продолжается развитие работ, связанных с разработкой первого опытно-демонстрационного термоядерного реактора ИТЭР и реактора следующего поколения DEMO. В данной программе принимают участие множество стран Мирового сообщества, в том числе и РФ. Согласно международной стратегии по разработке материалов для термоядерного реактора, а также реакторов 5-го и 6-го поколений, необходимы материаловедческие исследования материалов после облучения до экстремально высоких повреждающих доз (до 150 сна) [1, 2] Для накопления таких доз используются высокопоточные исследовательские реакторы, позволяющие за сравнительно небольшой промежуток времени получить высокие дозы облучения. Важнейшим элементом конструкции некоторых типов данных реакторов является бериллий, который в настоящее время широко используется в качестве материала отражателя и замедлителя нейтронов. Планируется его использование в ТЯР как материала * первой стенки и размножителя нейтронов бланкета.

Несмотря на положительный опыт эксплуатации бериллиевых блоков в отражателях исследовательских реакторов их материаловедческие исследования после длительной эксплуатации показали, что материал под облучением подвергается значительному радиационному повреждению [3, 4]. Это выражается в радиационном охрупчивании, образовании трещин и в конечном итоге растрескивании бериллиевых блоков, что недопустимо с точки зрения их безопасной эксплуатации.

В связи с отсутствием собственного (масштабного) бериллиевого производства в России актуальным является поиск путей увеличения срока службы бериллиевых блоков в ядерном реакторе, что послужило поводом для интенсивного изучения механизмов радиационного повреждения этого материала, особенно после облучения до повышенных флюенсов нейтронов. Исследование изменения свойств бериллия после облучения в реакторах деления при максимальных дозах позволяет также прогнозировать поведение этого материала в условиях реактора синтеза, а также составить рекомендации по продлению ресурса бериллиевых блоков отражателя и замедлителя исследовательских реакторов (в частности, реакторов СМ и МИР).

Целью работы является исследование влияния нейтронного облучения на физико-механические свойства (накопление гелия, распухание, изменение параметров элементарной ячейки, изменение прочности и микротвердости) и микроструктуру реакторных марок бериллия после облучения при температурах 70 и 200 °C в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2−18,0)-1022 см-2 (?>0,1 МэВ), и разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков ядерных реакторов.

Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:

• изучение зависимости изменения механических свойств бериллия в области высоких флюенсов нейтронов (до 18−1022 см-2);

• определение зависимости накопления гелия в бериллии в области высоких флюенсов нейтронов;

• изучение закономерности низкотемпературного распухания бериллия в области высоких флюенсов нейтронов;

• определение зависимости изменения параметров элементарной ячейки бериллия от флюенса нейтронов;

• изучение закономерности изменения микроструктуры бериллия после облучения до высоких флюенсов нейтронов, в частности, определение типа образующихся под облучением дислокационных петель, плоскости залегания и концентрации;

• анализ основных повреждающих факторов нейтронного облучения и следствий их воздействия на бериллий и изделий из него. Разработка рекомендаций по увеличению срока службы бериллиевых блоков отражателя и замедлителя ядерных реакторов.

Предмет исследования.

В работе исследовали 4 марки бериллия (ТВ-56, ТВ-30, ТИП-30 и ДИП-30), изготовленных по технологиям горячего выдавливания и горячего изостатического прессования в исходном состоянии и после облучения в реакторе СМ при температурах 70 и 200 °C в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2−18,0)-1022 см" 2 (?>0,1 МэВ).

Научная новизна диссертационной работы:

Получены экспериментальные данные по радиационной повреждаемости бериллия четырех различных марок после облучения при температурах 70 и 200 °C до высоких флюснсов нейтронов (свыше 61 022 см~2 (?>0,1 МэВ)), в частности:

• Получены закономерности изменения механических свойств исследованных марок бериллия после облучения в области флюенсов. нейтронов (0,2−18,0)-1022 см-2 (?>0,1 МэВ). Наблюдается немонотонный характер снижения прочности с увеличением флюенса нейтронов. Максимальное снижение происходит в области флюенсов от нуля до 2−1022 см-2. При максимальных флюенсах нейтронов предел прочности при нулевой пластичности остается на уровне 20−100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100−800 МПа по результатам испытаний на сжатие. Микротвердость бериллия после облучения при температуре 70 °C до флюенса нейтронов 15−1022 см-2 составляет 10 500 МПа.

• Установлено отклонение от линейной зависимости содержания гелия от флюенса нейтронов в сторону уменьшения газосодержания при флюенсе нейтронов >6−1022 см-2.

• Установлена линейная зависимость распухания исследованных марок бериллия от флюенса нейтронов. Распухание после облучения до флюенса нейтронов ~(13−18)-1022 см-2 не превышает 4−4,5%.

• Определены особенности изменения параметров элементарной ячейки бериллия в области флюенсов нейтронов до 9−1022 см-2 0£>О, 1 МэВ). С увеличением флюенса нейтронов происходит увеличение параметров кристаллической решетки бериллия с последующим снижением, причем параметр «с» и объем элементарной ячейки уменьшаются до значений, ниже исходного уровня.

• При исследовании микроструктуры облученного бериллия обнаружены следующие образования: дислокационные петли вакапсионного и междоузельного типа, расположенные в базисных и призматических плоскостях, соответственномельчайшие газовые пузырьки (при исследовании с помощью ТЭМ) и сеть связанных между собой зернограничных пор после облучения при температуре 200 °C.

Практическая значимость работы:

1. Основные результаты, полученные в ходе работы, позволяют прогнозировать срок безопасной службы бериллиевых блоков исследовательских реакторов.

2. На базе проведенных исследований предложено увеличить срок службы отражателя из бериллия в ядерном реакторе.

3. Полученные экспериментальные данные и выявленные закономерности радиационного изменения свойств бериллия в условиях нейтронного облучения важны для развития фундаментальных представлений о физике радиационного повреждения твердого тела.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Высокодозное нейтронное облучение бериллия приводит к уменьшению его прочности (до 500−800% по сравнению с исходным состоянием) и увеличению микротвердости (до 500%), причем максимальное снижение прочности происходит в интервале флюенсов (0−2)-1022 см" 2 (?>0,1 МэВ). Прочность бериллия после облучения до максимальных флюенсов нейтронов (~1023 см-2) остается на уровне 20−100 МПа по результатам испытаний на растяжение и 100−800 МПа по результатам испытаний на сжатие, максимальное значение микротвердости-достигает 10 500 МПа.

2. Накопление. гелия в бериллии соответствует линейной зависимости при нейтронном облучении до флюенса нейтронов ~6−1022 см~2. При более высоких флюенсах наблюдается отклонение от линейной зависимости в сторону уменьшения газосодержания.

3. Распухание исследованных марок бериллия не зависит от температуры облучения в области температур 70−200 °С и соответствует линейной зависимости в диапазоне флюенсов нейтронов (0,2−18,0)-1022 см-2 (?>0,1 МэВ). Максимальное распухание не превышает 4−4,5%.

4. При облучении бериллия происходит увеличение параметров кристаллической решетки до флюенса нейтронов ~6*1022 см" 2. Дальнейшее увеличение флюенса нейтронов приводит к уменьшению параметров, причем параметр «с» уменьшается до значений, ниже исходного.

5. Нейтронное облучение бериллия приводит к образованию дислокационных петель вакансионного и междоузельного типа, расположенных в базисных и призматических, соответственно, плоскостях. Облучение при температуре 200 °C до флюенса нейтронов ~1023 см-2 приводит к образованию сети связанных между собой пор и газовых пузырьков внутри и на границах зерен.

Апробация работы.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на всероссийских и международных конференциях: на 2—3-ей Молодежной Курчатовской Научной Школе (РНЦ «Курчатовский институт», г. Москва, 2004, 2005 гг.), 6−7-м МеждународномУральском Семинаре «Радиационная физика металлов и сплавов» (РФЯЦ — Всероссийский: институт технической физики, г. Снежинск, 2005, 2007 гг.), Международной-Студенческой научной1 конференции «Полярное сияние 2006» — «Ядерное будущее: безопасность, экономика. и право» (МИФИг. Санкт-Петербург, 2006 г.), VIII-й Российской конференции пореакторному материаловедению (ФГУП «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград, 2007 г.), 7−8-й Международной Рабочей Группе по бериллию (Idaho National Laboratory, г. Саита-Барбара, США, 2005 г.- Instituto Tecnologico е Nuclear, Лиссабон, Португалия, 2007 г.), 1-м Международном Симпозиуме по Материалам Исследовательских реакторов (Oarai Research and—Development Center of JAEA, Япония, — 2008 г.).

Личный вклад.

Автором проведены подготовка экспериментов~ и послереакторные материаловедческие исследования образцов, облученных' в реакторе СМпод общим руководством к.т.н- - В. П. Чакина.

Автором осуществлялась статистическая обработка, обобщение и анализ собственных и литературных данных, предложение и развитие моделей, непосредственное получение большинства экспериментальных данных, приведенных в работе.

Достоверность результатов.

Достоверность полученных результатов обоснована применением аттестованных испытательных установок, сличительными экспериментами с российскими и зарубежными лабораториями, согласованностью результатов с опубликованными литературными данными.

Публикации.

По материалам диссертации в различных отечественных и зарубежных специализированных журналах опубликовано 19 печатных работ: 5 из списка ВАК (включая патент РФ), 5 в сборниках трудов всероссийских конференций, 5 в сборниках трудов международных конференций, 4 в специализированных журналах научных организаций.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, шести глав, выводов, списка литературы. Диссертация изложена на 138 страницах, содержит 35 рисунков, 7 таблиц, список литературы из 120 наименований.

Основные результаты диссертации опубликованы в следующих работах: Из перечня ВАК:

1. Чакин, В. П. Радиационное повреждение бериллия при температурах 70−440 °С и флюенсе нейтронов (0,3−18)-1022 см" 2 (?>0,1 МэВ) / В. П. Чакин, А. О. Посевин, Р. Н. Латыпов // Атомная Энергия. — 2006. -Т. 101, вып. 4.-С. 289−296.

2. Чакин, В. П. Накопление и диффузия радиогенного гелия в бериллии / В. П. Чакин, С. В. Белозеров, А. О. Посевин // Физика Металлов и Металловедение. — 2007. — Т. 104, № 3. — С. 270−274.

3. Chakin, V.P. Swelling, mechanical properties and microstruture of beryllium irradiated at 200 °C up to extremely high neutron doses / V.P. Chakin, A.O. Posevin, I.B. Kupriyanov // Journal of Nuclear Materials. -2007.-Vol. 367−370, Part 2.-P. 1377−1381.

4. Chakin, V.P. Radiation Growth of Beryllium / V.P. Chakin, A.O. Posevin, A.V. Obukhov, P.P. Silantyev // Journal of Nuclear Materials. — 2009. -Vol. 386−388.-P. 206−209.

Патенты:

5. Пат. 2 344 503 Российская Федерация, МПК G21C5/00, G21C11/06.

Отражатель нейтронов ядерного реактора / Чакин В. П., Ижутов А. Л., Петелин А. Л., Посевин А.О.- заявитель и патентообладатель ОАО «ГНЦ НИИАР». —№ 2 007 120 205/06 — заявл. 30.05.07 — опубл. 20.01.09. Прочие издания:

6. Чакин, В. П. Состояние бериллия после облучения при низкой температуре до сверхвысоких нейтронных доз / В. П. Чакин, А. О. Посевин // Сборник научных трудов П-ой Курчатовской молодёжной научной школы. — 2005. — М. — С. 101−104.

7. Чакин, В. П. Влияние низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения на распухание, механические свойства и микроструктуру перспективных марок бериллия / В. П. Чакин,.

A.О. Посевин // Сборник тезисов докладов 6-го Международного Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. —.

2005. — Снежинск. — С. 77.

8. Чакин, В. П. Радиационное повреждение бериллия после облучения при температурах 70−440 °С в интервале флюенсов нейтронов (0,5−16)-1022 см-2 (?>0,1 МэВ) / В. П. Чакин, А. О. Посевин // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». — 2005. — Димитровград. — Вып. 3. — С. 7076.

9. Чакин, В. П. Оценка состояния бериллиевых блоков отражателя и замедлителя после эксплуатации в исследовательских реакторах СМ и МИР / В. П. Чакин, М. Н. Святкин, А. О. Посевин // Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». — 2005. — Димитровград. — Вып. 3. — С. 7784.

10.Chakin, V.P. Swelling, Mechanical and Thermophysical Properties of Beryllium Irradiated at 70−440 °C in the Wide Range of Neutron Doses / V.P. Chakin, A.O. Posevin, R.N. Latypov, I.B. Kupriyanov // Proceedings 7th IEA International' Workshop on Beryllium Technology. — 2006. -INL/EXT-06−1 222. — P. 27−35.

11.Чакин, В. П. Бериллий как материал отражателя и замедлителя исследовательских реакторов: проблемы и пути разрешения /.

B.П. Чакин, А. О. Посевин // Сборник тезисов докладов Международной Студенческой научной конференции «Полярное сияние 2006», «Ядерное будущее: безопасность, экономика и право».

2006. — Санкт-Петербург. — С. 342−344.

12.Чакин, В. П. Повреждение бериллия, облученного при температуре 200 °C до высоких флюенсов нейтронов / В. П. Чакин, А. О. Посевин // Сборник трудов ФГУП ГНЦ РФ НИИАР". — 2006. -Димитровград. — Вып. 1. — С. 81−87.

13.Чакин, В. П. Состояние бериллия после высокодозного нейтронного облучения при 200 °C / В. П. Чакин, А. О. Посевин // Сборник научных трудов Ш-ой Курчатовской молодёжной научной школы. — 2006. — М. -С. 70−76.

М.Чакин, В. П. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного высокодозного нейтронного облучения / В. П. Чакин, А. О. Посевин, A.B. Обухов // Сборник тезисов докладов 7-го Международного Уральского Семинара по радиационной физике металлов и сплавов. — 2007. — Снежинск. — С. 48−49.

15.Посевин, А. О. Анизотропное распухание бериллия после низкотемпературного облучения до высоких нейтронных доз /.

A.О. Посевин, В. П. Чакин, A.B. Обухов, П. П. Силантьев // Сборник тезисов докладов Научно-технической конференции, посвященной 50-летию НИИАРа «Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики». — 2006. — Димитровград. — С. 60−61.

16.Чакин, В. П. Радиационное повреждение бериллия как материала отражателя и замедлителя нейтронов исследовательских реакторов СМ и МИР / В. П. Чакин, А. О. Посевин, A.JI. Петелин, AJI. Ижутов, Р. Н. Латыпов / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. — Димитровград. -2007.-С. 171−172.

17.Чакин В. П. Радиационный рост и анизотропное распухание бериллия /.

B.П. Чакин, А. О. Посевин, A.B. Обухов, П. П. Силатьев / Сборник тезисов докладов VIII Российской конференции по реакторному материаловедению. — Димитровград. — 2007. — С. 170−171.

18.Посевин, А. О. Бериллий под облучением: Аналитический обзор / А. О. Посевин, В. П. Чакин. — Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». — 2007. — ISBN 978−5-94 831−069−5. — 56 с.

19.Chakin, V.P. Beryllium application for fission and fusion / V.P. Chakin, A. Moeslang, M.N. Svyatkin, A.O. Posevin, P. Vladimirov, R.N. Latypov // Proceedings of the International Symposium on Materials Testing Reactors. — 2009. — Japan Atomic Energy Agency. — P. 107−116.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Ehrlich, Karl. International strategy for fusion materials development Text. / K. Ehrlich, E.E. Bloom, T. Kondo // Journal of Nuclear Materials. Vol. 283−287. -2000. — P. 79−88.
  2. , З.И. Поведение металлического бериллия в реакторе СМ-2 Текст. / З. И. Чечеткина, В. П. Гольцев, В. И. Клименков, С. Н. Вотинов, В. А. Цыканов // Атомная энергия. 1970. — Т. 29. -Вып. З.-С. 174−177.
  3. Chakin, V.P. State of beryllium after irradiation at low temperature up to extremely high neutron doses Text. / V.P. Chakin, I.B. Kupryanov, R.R. Melder // Journal of Nuclear Materials. -Vol. 329−333. 2004. — P. 1347−1352.
  4. , A.H. Металлургия редких металлов Текст. /
  5. A.Н. Зеликман, Б. Г. Коршунов. М.: Металлургия, 1991. — С. 324.
  6. , Ю.В. Бериллий материал ядерной и термоядерной техники Текст. / Ю. В. Тузов, В. А. Горохов, Я. Д. Пахомов,
  7. B.Н. Пронин // ВАНТ, Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (93). 2009. — № 2. — С. 124−127.
  8. , П.И. Зависимость механических свойств бериллия от параметров горячего изостатического прессования Текст. / П. И. Стоев, И. И. Папиров // ВАНТ, Сер.: Физика и технология конструкционных материалов.- 2000 № 5 — С. 51−55.
  9. Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности Текст. / под ред. В. А. Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1992.
  10. , Б.А. Проблемы выбора материалов1 для. термоядерных реакторов Текст. / Б: А. Калищ Д-М* Скоров, В. Л. Якушин. -Mi: Энергоатомиздат, 1985. С. 184.
  11. ITER Technical Basis for the ITER Ema№esi'gmReport. Cost Review andi Safety: Analysis-- pext. I/ Iter EDAS. Documentation Series, No- 16:. -Vienna: IAEA, 1998i '
  12. Dalle Donne, M. Beryllium. R&D for blanket application Text. / M. Dalle Donne, G.R. Longhurst-, F. Scaffidi-Argentina // Journal of
  13. Nuclear Materials. 1998! — Vol. 258−263. — P. 601.
  14. Hermsmeyer, S. An. improved European helium cooled pebble bed blanket Text. / S. I-Icrmsmeyer, U. Fischer, M. Futterer, K. Schleisiek, I-i Schmuck, Hi Schnauder // Fusion Engineering andiE) esign. 2001. -Vol. 58−59.-P. 689−693.
  15. European Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Test Blanket Text.: Design Description Document:.Status 5:12:97.
  16. The EU Power Plant Conceptual Study Neutronic Design Analyses for Near Term and Advanced Reactor Models Text.:
  17. Report FZKA: 6763 / Forschungszentrum Karlsruhe- Y. Chen et al., 2002.
  18. ITER EDA Agreement and Protocol 2 Text.: ITER EDA Documentation Series No. 5 / Vienna: IAEA, 1994.
  19. , Д. Элементы Текст. / Д. Эмсли. М.: МИР- 1993. — С. 256.24.0verton, W.C. Jr. Ultrasonic Measurements in Metallic Beryllium at Low Temperatures Text. / W.C. Jr. Overton // Journal of Chemical Physics.-1950.-Vol 18'. Issue 1. — P. 113 415.
  20. , B.C. Температуропроводность и теплопроводность металлического бериллия Текст. / B.C. Чиркин // Атомная энергия. 1966. — Том 20. — Вып. 1, С. 80−82:
  21. Папиров, И. И- Физическое металловедение бериллия Текст. / И. И. Папиров, Г. Ф. Тихинский. М.: Атомиздат, 1968.
  22. Kupriyanov, I. B1. Research-and* development of radiation resistant beryllium grades for nuclear fusion applications / I.B. Kupriyanov, V.A. Gorokhov, G.N. Nikolayev, V.N. Burmistrov // Journal of Nuclear Materials. 1996. — Vol. 233−237. — P. 886−890.
  23. , И.И. Пластическая деформация бериллия Текст. / И. И. Папиров, Г. Ф. Тихинский. М.: Атомиздат. — 1973.
  24. Kupriyanov, I.В. Investigation of ITER candidate beryllium grades irradiated high temperature Text. / I.B. Kupriyanov, V.A. Gorokhov, R.R. Melder, Z.E. Ostrovsky, A.A. Gervash // Journal of Nuclear Materials 1998. — Vol. 258−263. — P. 808−813.
  25. Moons, F. Neutron irradiated beryllium: tensile strength and swelling* Text. / F. Moons, Leo Sannen, August Rahn- Jose VamDe Velde // Journal of Nuclear Materials. 1996. — Vol. 233−237. — P. 823−827.
  26. Бериллий. Наука и технология Текст. / под. ред. Д. Вебстера [и др.]. М.: Металлургия, 1984. — С. 538−540.
  27. Tuer, G.L. The metal beryllium Text. / G.L. Tuer, A.R. Kaufmann. -Cleveland: American Society for Metals, 1955.
  28. Stroh, A.N. The cleavage of metal single crystals Text. / A.N. Stroh // Philosophical’Magazine 1958. — Vol. 3, issue 30. — P. 597−606.
  29. Papirov, I. I*. Oxidation and Protection of Beryllium Text. / I.I. Papirov. Moscow: «Metallurgiya», 1968.
  30. Kinchin, G.H. The mechanism of the irradiation disordering of alloys Text. / G.H. Kinchin, R.S. Pease // Journal of Nuclear Energy. 1954. -Vol. 1. — Issues 2−4. — P. 200−202.
  31. , Дж. Радиационные эффекты в твёрдых телах Текст. / Дж. Динес, Дж. Виньярд- Перев. с англ. М.: Изд-во иностр. лит., 1960.
  32. Blewitt, Т.Н. Solid state division annual progress report for period ending august 31, 1958 Text.: Report: ORNL-2614 / Т.Н. Blewitt // Nuclear Science Abstracts. 1959. — Vol. 13. — P. 2275.
  33. , Г. А. Радиационное повреждение бериллия при температуре жидкого азота Текст. / Г. А. Серняев // ВАНТ. Серия: Ядерная энергетика и технология. 1992. — Вып. 2. — С. 17−34.
  34. , Д.В. Изменение структуры и свойств облучённого нейтронами бериллия Text. / Д. В. Андреев, М. С. Астраханцев, В. Н. Беспалов, А. Ю. Бирюков, В. Н. Невзоров, В. А. Николаенко // Материаловедение. -2000. № 5. — С. 36−42.
  35. , Д.В. Изменение структуры и свойств облучённого нейтронами бериллия (продолжение) Текст. / Д. В. Андреев, М. С. Астраханцев, В. Н. Беспалов, А. Ю. Бирюков, В. Н. Невзоров, BtA. Николаенко // Материаловедение. 2000. — № 6. — С. 29−36.
  36. Rich, J.B. In: Metallurgy of Beryllium Text. / J.B. Rich, G.P. Walters. -London: Chapman and Hall. 1963. — P. 362.
  37. Chakin, V.P. Evolution of beryllium microstructure under high dose neutron^ irradiation. Text. / V.P.'Chakin, Z. Ye Ostrovsky // Journal of Nuclear Materials. 2002. — Vol. 307−311. — P. 657−663.
  38. High dose neutron irradiation damage in beryllium- as blanket material Text. / V.P. Chakin [et al.] // Fusion Engineering and Design. 2001. -Vol. 58−59.-P. 535−541.
  39. Ells, G.E. Effects of neutron-induced gas formation on beryllium Text. / C.E. Ells, E.C. Perrymann // Journal of Nuclear Materials -1959.-Vol. l.-P. 73−84.
  40. , К. Нейтронная физика Текст. / К. Бекурц, К. Виртц. -М.: Атомиздат, 1968.
  41. Rabaglino, f Е. Recent progress in the modeling of helium and tritium behaviour in irradiated beryllium pebbles Text. / E. Rabaglino, C. Ronchi, A. Cardella // Fusion Engineering and Design. 2003- -Vol. 69.-P. 455−461.
  42. Chakin, V.P. Effects of neutron irradiation-at 70−200 ОС ins beryllium' Text. / V.P. Chakin, V.A. Kazakov, R.R. Melder, Yu.D.1 Goncharenko, I.B. Kupriyanov // Journal’of Nuclear Materials. 2002. — Vol. 307−311. -P. 647−652.
  43. Scaffidi-Argentina, E. Microstructural analysis of beryllium samples irradiated' at high temperature Text. / F. Scaffidi-Argentina, G. Piazza, R. Rolli // Fusion Engineering and’Design. 2003. — Vol. 69. — P. 505−509.
  44. Beeston, J. M- Gas- release ands compression^properties in berylliumirradiated at 600 and 750 °C Text.: Report / J.M. Beeston. USAEC, Rep. In-1057, Idano Nuclear Corp., 1967.
  45. Hickman, B.S. Nucleation andigrowth of gas bubbles in irradiated metals Text. / B.S. Hickman // J. Austral. Inst. Met. I960- - Vol. 5. -p. 173. «/- ,. • •
  46. Abramov, E. Deuterium- permeation and diffusion in high-purity beryllium Text. / E. Abramov, M.P. Riehm, D.A. Thompson // Journal of Nuclear Materials 1990. — Vol. 175. P. 90−95.
  47. Deuterium permeation through beryllium with surface element composition control Text. / I.I. Tazhibaeva [et al.] // Proc. 18lh Symposium on Fusion Technology (Karlsruhe, Germany, August 22−26, 2004).-P. 427−431.
  48. Rabaglino, E. Helium and tritium kinetics in irradiated beryllium pebbles Text. / E. Rabaglino, J. P: Hiernaut, C. Ronchi- F. Scaffidi
  49. Argentina // Journal of Nuclear Materials 2002. — Vol. 307−311. -P. 1424−1429.
  50. Rabaglino, E. Study of the microstructure of neutron irradiated beryllium for the validation of the ANFIBE code Text. / E. Rabaglino, C. Ferrero, J. Reimann, C. Ronchi, T. Schulenberg // Fusion Engineering and Design 2002. — Vol. 61−62. — P. 769−773.
  51. , JI.В. Самодиффузия в бериллии Текст. / JI.B. Павлинов, Г. В. Григорьев, Ю. Г. Севастьянов // ФММ. 1968. -Т. 25, вып. 3. — С. 565.
  52. , Б.Г. Физика- твердого тела Электронный ресурс.: Интернет-учебник / B.F. Винтайкин. МГТУ им. Н: Э. Баумана. -Том. 6. — Режим доступа: http://fn.bmstu.ru/phys/bib/physboolc/tom6/ch2/texthtml/ch2 3.htm.0105.2011.
  53. Gelles, D.S. Microstructural examination of irradiated beryllium' pebbles Text. / D.S. Gelles, M. Dalle Donne, H. Kawamura, F. Scaffidi-Argentina. Proc. 19th ASTM Int. Symp. on Effects of Radiation of Materials (Seattle, USA, June 16−18, 1998).
  54. , Г. А. Формирование гелиевых пузырьков и энергетические явления в бериллии Текст.,/ Г. А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1991. — Вып. 2(56), 1−107. — С. 82−85.
  55. Hickman, B.S. In: Metallurgy of Beryllium Text. / B.S. Hickman, B.A. Hickman. London: Chapman and Hall, 1963. — P. 410.
  56. Weir, J.R. In: Metallurgy of Beryllium Text. / J.R. Weir. London: Chapman and Hall, 1963. — P. 395.
  57. Rich, J.B. The effects of heating neutron irradiated beryllium, Text. / J.B. Rich, G. B: Redding, R. S. Babnes // Journal of Nuclear Materials -1959.- Vol. l.-E. 96−105.
  58. Dalle Donne, M. Modelling of swelling and tritium release in irradiated beryllium Text. / M. Dalle Donne, F. Scaffidi-Argentina,
  59. С. Ferreco, С. Ronchi I I Journal of Nuclear Materials. 1994. -Vol. 212−215.-P. 954−960.
  60. Rich, J.B. The mechanical properties of some highly irradiated beryllium Text. / J.B. Rich, G. P. Walters, R. S. Barnes // Journal of Nuclear Materials 1961. — Vol. 4, № 3. — P. 287−294.
  61. , Г. А. Распухание и „самопроизвольное“ растрескивание бериллия при низкотемпературном облучении Текст. / Г. А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная техника и технология. 1992.- Вып. 2. С. 35−43.
  62. , В.П. Распухание бериллия при* низкотемпературном облучении Текст.: Препринт НИИАР П-264 / В. П. Гольцев, Г. А. Серняев, 3*И. Чечёткина. Димитровград, 1975.
  63. , Г. А. Зарождение и рост газовых пузырьков в моно- и бикристаллах бериллия Текст.: препринт НИИАР / Г. А. Серняев, В. П. Гольцев, З. И. Чечеткина. Димитровград, 1974.
  64. Beeston, J.M. Comparison of compression properties and swelling of beryllium irradiated at various temperatures Text. / J.M. Beeston, L.G. Miller, E.L. Wood Jr., R.W. Moir // Journal of Nuclear Materials.- 1984. Vol. 122−123. — P. 802−809.
  65. , Г. А. Распухание бериллия при высокотемпературном нейтронном облучении: Роль основных структурных факторов Текст. / Г. А. Серняев // ВАНТ. Серия: Ядерная техника и технология: 1992. — Вып. 2. — С. 63−73.
  66. Gelles, D.S. Radiation1 effects in beryllium used for plasma protection, Text. / D.S. Gelles, G.A. Sernyaev, Mi Dalle-Donne, H. Kawamura // Journal of Nuclear Materials. 1994. — Vol. 212−215. — P. 29−38.
  67. Pokrovsky, A.S. High-temperature beryllium embrittlement Text. / A.S. Pokrovsky, S.A. Fabritsiev, R.M. Bagautdinov, Yu. Di Goncharenko // Journal of Nuclear Materials. 1996. — Vol. 233−237.-P. 841−846.
  68. , В.П. Распухание бериллия.при высоких температурах и больших дозах облучения Текст. / В.П. Гольцев*, З. И. Чечёткина, Г. А. Серняев, В. А. Ольховиков // Атомная энергия. 1973. — Т. 35, вып. З.-С. 178−180.
  69. , С.Т. Действие облучения на материалы Текст. / С. Т. Конобеевский. М.: Атомиздат, 1967.
  70. Barnes, R.S. The behavior of irradiated beryllium Text. / R.S. Barnes. London: Conference on Metallurgy of Beryllium. — 1961. — Prepr № 27.
  71. Buckley, S.N. Properties of Reactor Materials and the Effects of Radiation Damage Text. / S.N. Buckley. edited by D.J. Littler. -London. — 1962.-P. 413.
  72. , Г. А. К вопросу о виде „дозной“ зависимости предела прочности бериллия при криогенном» облучении Текст.4 / Г. А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная энергетика и технология. -1992.-Вып. 2.-С. 35−43.
  73. , В.Ф. Радиационный рост металлов и сплавов Текст.: Обзор / В. Ф. Зеленский, Э. А. Резниченко. -М.: ЦНИИатоминформ, 1984. С. 64.
  74. , З.И. Радиационное повреждение бериллия при высокотемпературном^ облучении Текст. / З. И. Чечеткина [и др.] // Атомная энергия. 1971. — Т. 30, вып. 5. — С. 434−438.
  75. , Г. А. Разупрочнение и охрупчивание бериллия при низкотемпературном облучении Текст. / Г. А. Серняев // ВАНТ, Сер.: Ядерная техника технология. 1992. — Вып. 5. — С. 48−56.
  76. Реакторные материалы и изделия. Определение содержания гелия в облученных материалах масс-спектрометрическим методом с применением изотопного разбавления / Реестр методик ОАО «ГНЦ НИИАР», № 505.
  77. , B.C. Низкотемпературная- радиационнаяповреждаемость аустенитных сталей, облученных висследовательских и энергетических реакторах Текст. / B.C. Неустроев. Диссертация на соискание ученой степени д.т.н. — М.: МИФИ, 2006. — С. 166.
  78. , Г. А. Радиационная повреждаемость бериллия Текст. / F.A. Серняев. Изд-во Екатеринбург, 200 Г.
  79. , A.A. Диффузное р>ассеянйе рентгеновских лучей от облучённого молибдена Текст. / A.A. Кацнельсон, Ю. Д. Гончаренко, Р. Б. Грабова, В. М. Косеиков // Физика металлов и металловедение. 1981. — Т. 51, вып. Г. — С. 1256−1261.
  80. , А.А. Диффузное рассеяние рентгеновских лучей от облучённого никеля Текст. / А. А. Кацнельсон, Ю. Д. Гончаренко, Р. Б. Грабова, В. М. Косенков // Физика металлов и металловедение. -1981. Т. 51, вып.Ч. — С. 794 -799.
  81. Gachenkova, M.G. Vacancies, interstitials and gas atoms in beryllium / M.G. Gachenkova, P.V. Vladimirov, V.A. Borodin // Journal of Nuclear Materials. 2009. — Vol. 386−388. — P. 79−81.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?