Радиационное материаловедение

Радиационное материаловедение — это раздел материаловедения , изучающий взаимодействие излучения с веществом : широкий предмет, охватывающий многие формы облучения и материи.

Основная цель радиационного материаловедения

Некоторые из наиболее глубоких эффектов облучения на материалы происходят в активной зоне ядерных энергетических реакторов , где атомы, составляющие структурные компоненты, смещаются множество раз в течение их инженерного существования. Последствия радиации для основных компонентов включают изменения формы и объема на десятки процентов, увеличение твердости в пять и более раз, резкое снижение пластичности и повышенное охрупчивание , а также склонность к растрескиванию, вызванному воздействием окружающей среды. Чтобы эти конструкции выполняли свое предназначение, требуется четкое понимание воздействия радиации на материалы, чтобы учитывать эффекты облучения при проектировании, смягчать его влияние путем изменения условий эксплуатации или служить руководством для создания новых, более радиационно-устойчивые материалы, которые могут лучше служить своей цели.

Радиация

Типы радиации, которые могут изменить конструкционные материалы, — это нейтронное излучение , ионные пучки , электроны ( бета-частицы ) и гамма-лучи . Все эти формы излучения обладают способностью смещать атомы из их узлов решетки, что является фундаментальным процессом, вызывающим изменения в структурных металлах. Включение ионов в число облучающих частиц обеспечивает связь с другими областями и дисциплинами, такими как использование ускорителей для трансмутации ядерных отходов или создание новых материалов путем ионной имплантации , смешивания ионных пучков , плазменно-активированных ионов. имплантация и осаждение с помощью ионного луча .

Влияние облучения на материалы коренится в начальном событии, когда энергичный снаряд поражает цель. Хотя событие состоит из нескольких шагов или процессов, основным результатом является смещение атома из узла решетки. Облучение смещает атом с его места, оставляя после себя вакантное место (вакансию ) , и смещенный атом в конечном итоге останавливается в месте, которое находится между узлами решетки, становясь межузельным атомом. Пара вакансия-межузель занимает центральное место в радиационных эффектах в кристаллических твердых телах и известна как пара Френкеля . Наличие пары Френкеля и другие последствия радиационного повреждения определяют физические эффекты, а при приложении напряжений - механические эффекты облучения путем возникновения межтканевых явлений, таких как набухание , рост , фазовый переход , сегрегация и т. д. , будет осуществлено. Помимо смещения атомов, энергичная заряженная частица, движущаяся в решетке, также передает энергию электронам в системе посредством электронного взаимодействия. останавливающая сила . Эта передача энергии может также привести к повреждению частиц высокой энергии в неметаллических материалах, таких как ионные треки и треки деления в минералах. ^{[ 1 ]}^{[ 2 ]}

Радиационное повреждение

Событие радиационного повреждения определяется как передача энергии от падающего снаряда к твердому телу и, как следствие, распределение атомов мишени после завершения события. Это событие состоит из нескольких отдельных процессов:

Взаимодействие энергичной падающей частицы с атомом решетки
Передача кинетической энергии атому решетки, приводящая к образованию первичного атома-студента.
Смещение атома из узла решетки
Прохождение смещенного атома через решетку и сопутствующее создание дополнительных атомов-примесей.
Создание каскада смещения (совокупность точечных дефектов, созданных первичным атомом-студентом)
Окончание первичного атома, принадлежащего ему, как межузельного

Результатом радиационного повреждения, если энергия, переданная атому решетки, превышает пороговую энергию смещения , является создание совокупности точечных дефектов (вакансии и межузельные элементы) и скоплений этих дефектов в кристаллической решетке.

Сущность количественной оценки радиационных повреждений твердых тел заключается в количестве смещений единицы объема в единицу времени. $R$ :

R=N\int _{E_{min}}^{E_{max}}\int _{T_{min}}^{T_{max}}\phi (E_{i})\,\sigma (E_{i},T)\,\upsilon (T)\,dT\,dE_{i}.

где $N$ - плотность числа атомов, $E_{max}$ и $E_{min}$ – максимальная и минимальная энергии летящей частицы, $\phi (E_{i})$ – поток частиц, зависящий от энергии, $T_{max}$ и $T_{min}$ — максимальная и минимальная энергии, передаваемые при столкновении частицы энергии $E_{i}$ и атом решетки, $\sigma (E_{i},T)$ - сечение столкновения частицы энергии $E_{i}$ что приводит к передаче энергии $T$ к пораженному атому, $\upsilon (T)$ — число смещений на один первичный атом, пришедший на место.

Двумя ключевыми переменными в этом уравнении являются $\sigma (E_{i},T)$ и $\upsilon (T)$ . Термин $\sigma (E_{i},T)$ описывает передачу энергии от входящей частицы к первому атому, с которым она сталкивается в мишени, первичному атому-студенту; Второе количество $\upsilon (T)$ - общее число смещений, которые первичный атом-стук продолжает совершать в твердом теле; В совокупности они описывают общее количество смещений, вызванных налетающей частицей энергии $E_{i}$ , и приведенное выше уравнение учитывает распределение энергии входящих частиц. Результатом является общее число смещений мишени от потока частиц с известным распределением энергии.

В радиационном материаловедении повреждение смещения в сплаве ( $\left[dpa\right]$ = смещения на атом в твердом теле ) является лучшим представлением влияния облучения на свойства материалов, чем флюенс (флуенс нейтронов, $\left[MeV\right]$ ).

См. также Эффект Вигнера .

Радиационно-стойкие материалы

Чтобы создавать материалы, отвечающие растущим требованиям ядерных реакторов для работы с более высокой эффективностью или более длительным сроком службы, материалы должны разрабатываться с учетом радиационной стойкости. В частности, ядерные реакторы IV поколения работают при более высоких температурах и давлениях по сравнению с современными водо-водяными реакторами , на которые приходится огромное количество западных реакторов. Это приводит к повышенной уязвимости к обычным механическим повреждениям с точки зрения сопротивления ползучести , а также к радиационным повреждениям, таким как нейтронно-индуцированное набухание и радиационное сегрегация фаз . Учитывая радиационные повреждения, материалы реактора смогут выдерживать более длительный срок эксплуатации. Это позволяет выводить реакторы из эксплуатации через более длительные периоды времени, повышая окупаемость инвестиций в реакторы без ущерба для безопасности. Это представляет особый интерес для развития коммерческой жизнеспособности современных и теоретических ядерных реакторов, и эта цель может быть достигнута посредством инженерного сопротивления этим событиям смещения.

Зернисто-граничная инженерия

Гранецентрированные кубические металлы, такие как аустенитные стали и сплавы на основе никеля, могут значительно выиграть от инженерии границ зерен. Инженерия границ зерен пытается создать большее количество специальных границ зерен, характеризующихся благоприятной ориентацией между зернами. Увеличивая популяцию низкоэнергетических границ без увеличения размера зерна, механику разрушения этих гранецентрированных кубических металлов можно изменить для улучшения механических свойств при аналогичном значении смещения на атом по сравнению со сплавами, изготовленными без границ зерен. Этот метод обработки, в частности, обеспечивает лучшую стойкость к коррозионному растрескиванию и окислению под напряжением. ^{[ 3 ]}

Выбор материалов

Используя передовые методы выбора материалов , материалы можно оценивать по таким критериям, как площадь поперечного сечения поглощения нейтронов. Выбор материалов с минимальным поглощением нейтронов может значительно минимизировать количество смещений на атом, которые происходят в течение срока службы материала реактора. Это замедляет процесс радиационного охрупчивания , в первую очередь предотвращая подвижность атомов, заблаговременно выбирая материалы, которые не так часто взаимодействуют с ядерным излучением. Это может оказать огромное влияние на общий ущерб, особенно при сравнении материалов современных усовершенствованных реакторов из циркония с активными зонами реакторов из нержавеющей стали, которые могут на порядок отличаться по сечению поглощения от более оптимальных материалов. ^{[ 4 ]}

Примеры значений сечения тепловых нейтронов показаны в таблице ниже. ^{[ 5 ]}

Элемент	Сечение тепловых нейтронов (барны)
Магний	0.059
Вести	0.17
Цирконий	0.18
Алюминий	0.23
Железо	2.56
Аустенитная нержавеющая сталь	3.1
Никель	4.5
Титан	6.1
Кадмий	2520

Самоорганизация ближнего порядка (СРО)

Для сплавов никель-хром и железо-хром можно создать ближний порядок на наноуровне (<5 нм), который поглощает межузельные структуры и вакансии, образующиеся в результате событий первичного выбивания атомов. Это позволяет создавать материалы, которые смягчают набухание, которое обычно происходит при наличии высоких смещений на атом, и сохраняют общее процентное изменение объема в пределах десяти процентов. Это происходит за счет создания метастабильной фазы, которая находится в постоянном динамическом равновесии с окружающим материалом. Эта метастабильная фаза характеризуется наличием энтальпии смешения, которая фактически равна нулю по отношению к основной решетке. Это позволяет фазовому преобразованию поглощать и рассеивать точечные дефекты, которые обычно накапливаются в более жестких решетках. Это продлевает срок службы сплава за счет того, что образование вакансий и межузельных образований становится менее успешным, поскольку постоянное нейтронное возбуждение в виде каскадов смещений трансформирует фазу SRO, в то время как SRO реформируется в объемном твердом растворе. ^{[ 6 ]}

Ресурсы

Основы радиационного материаловедения: металлы и сплавы, 2-е изд., Гэри С. Вас, SpringerNature, Нью-Йорк, 2017 г.
Р. С. Авербак и Т. Диас де ла Рубиа (1998). «Повреждения смещения в облученных металлах и полупроводниках». У Х. Эренфеста и Ф. Спепена. Физика твердого тела 51. Академическое издательство. стр. 281–402.
Р. Смит, изд. (1997). Столкновения атомов и ионов в твердых телах и на поверхностях: теория, моделирование и приложения. Издательство Кембриджского университета. ISBN 0-521-44022-X .

Ссылки

^ А. Мефтах; и др. (1994). «Трекообразование в кварце SiO ₂ и механизм термоспайка». Физический обзор B . 49 (18): 12457–12463. Бибкод : 1994PhRvB..4912457M . дои : 10.1103/PhysRevB.49.12457 . ПМИД 10010146 .
^ К. Траутманн; С. Клаумюнцер; Х. Тринкаус (2000). «Влияние напряжения на образование треков в аморфном сплаве железа и бора: ионные треки как упругие включения» (PDF) . Письма о физических отзывах . 85 (17): 3648–51. Бибкод : 2000PhRvL..85.3648T . doi : 10.1103/PhysRevLett.85.3648 . ПМИД 11030972 .
^ Тан, Л.; Аллен, TR; Басби, Джей Ти (1 октября 2013 г.). «Зернограничная инженерия конструкционных материалов ядерных реакторов» . Журнал ядерных материалов . 441 (1–3): 661–666. Бибкод : 2013JNuM..441..661T . дои : 10.1016/j.jnucmat.2013.03.050 .
^ Эшби, М.Ф. и Майкл Смидман. «Материалы для ядерно-энергетических систем». Granta Design: Эксперты в области информационных технологий материалов. Granta Design, январь 2010 г. Интернет. 1 ноября 2015 г. http://www.grantadesign.com/download/pdf/nuclear.pdf . ^{[ мертвая ссылка ]}
^ «Циркониевые сплавы реакторного качества для утилизации ядерных отходов» (PDF) . Аллегейни Технологии . 2003 . Проверено 1 ноября 2015 г.
^ Колотушкин, ВП; Парфенов А.А. (20 июля 2010 г.). «Самоорганизация нанокристаллической структуры в сплавах переходных металлов под действием температуры и облучения как основа создания радиационно-стойких конструкционных материалов для ядерных реакторов». Российская Металлургия (Металлургия) . 2010 (3): 197–206. Бибкод : 2010РуМет2010..197К . дои : 10.1134/S0036029510030092 . ISSN 0036-0295 . S2CID 94970011 .

Внешние ссылки

СМИ, связанные с радиационным материаловедением, на Викискладе?

[Mef94-1] А. Мефтах; и др. (1994). «Трекообразование в кварце SiO ₂ и механизм термоспайка». Физический обзор B . 49 (18): 12457–12463. Бибкод : 1994PhRvB..4912457M . дои : 10.1103/PhysRevB.49.12457 . ПМИД 10010146 .

[Tra00-2] К. Траутманн; С. Клаумюнцер; Х. Тринкаус (2000). «Влияние напряжения на образование треков в аморфном сплаве железа и бора: ионные треки как упругие включения» (PDF) . Письма о физических отзывах . 85 (17): 3648–51. Бибкод : 2000PhRvL..85.3648T . doi : 10.1103/PhysRevLett.85.3648 . ПМИД 11030972 .

[3] Тан, Л.; Аллен, TR; Басби, Джей Ти (1 октября 2013 г.). «Зернограничная инженерия конструкционных материалов ядерных реакторов» . Журнал ядерных материалов . 441 (1–3): 661–666. Бибкод : 2013JNuM..441..661T . дои : 10.1016/j.jnucmat.2013.03.050 .

[4] Эшби, М.Ф. и Майкл Смидман. «Материалы для ядерно-энергетических систем». Granta Design: Эксперты в области информационных технологий материалов. Granta Design, январь 2010 г. Интернет. 1 ноября 2015 г. http://www.grantadesign.com/download/pdf/nuclear.pdf . ^{[ мертвая ссылка ]}

[5] «Циркониевые сплавы реакторного качества для утилизации ядерных отходов» (PDF) . Аллегейни Технологии . 2003 . Проверено 1 ноября 2015 г.

[6] Колотушкин, ВП; Парфенов А.А. (20 июля 2010 г.). «Самоорганизация нанокристаллической структуры в сплавах переходных металлов под действием температуры и облучения как основа создания радиационно-стойких конструкционных материалов для ядерных реакторов». Российская Металлургия (Металлургия) . 2010 (3): 197–206. Бибкод : 2010РуМет2010..197К . дои : 10.1134/S0036029510030092 . ISSN 0036-0295 . S2CID 94970011 .

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]