Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів
Проводиться порiвняльне моделювання утворення первинних радiацiйних ушкоджень, температурних i енергетичних залежностей, розподiлу кластерiв за розмiрами в металах, що мають ГЦК, ОЦК i ГЩУ гратки. Виявляється, що загальна кiлькiсть радiацiйних дефектiв у гратках рiзних типiв вiдрiзняється неiстотно...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Доповіді НАН України |
|---|---|
| Дата: | 2013 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Українська |
| Опубліковано: |
Видавничий дім "Академперіодика" НАН України
2013
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/85396 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів / М.П. Лазарєв, О.С. Бакай // Доповiдi Нацiональної академiї наук України. — 2013. — № 2. — С. 75–81. — Бібліогр.: 14 назв. — укр. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859946127470624768 |
|---|---|
| author | Лазарєв, М.П. Бакай, О.С. |
| author_facet | Лазарєв, М.П. Бакай, О.С. |
| citation_txt | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів / М.П. Лазарєв, О.С. Бакай // Доповiдi Нацiональної академiї наук України. — 2013. — № 2. — С. 75–81. — Бібліогр.: 14 назв. — укр. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Доповіді НАН України |
| description | Проводиться порiвняльне моделювання утворення первинних радiацiйних ушкоджень,
температурних i енергетичних залежностей, розподiлу кластерiв за розмiрами в металах, що мають ГЦК, ОЦК i ГЩУ гратки. Виявляється, що загальна кiлькiсть радiацiйних дефектiв у гратках рiзних типiв вiдрiзняється неiстотно, а розподiли кластерiв за розмiрами значною мiрою залежать вiд типу гратки. Порядок збiльшення
схильностi граток до розпухання збiгається зi збiльшенням частки мiжвузлових атомiв у рухливих кластерах.
Проводится сравнительное моделирование образования первичных дефектов, энергетических и температурных зависимостей, распределений кластеров по размерам в металлах,
имеющих ГЦК, ОЦК и ГПУ решетки. Оказывается, что общее количество точечных дефектов в решетках разных типов отличается несущественно, но распределения кластеров по размерам весьма чувствительны к типу решетки. Порядок возрастания склонности к распуханию совпадает с увеличением доли междоузельных атомов в подвижных кластерах.
We perform the comparative simulation of the primary defect formation, energy and temperature
dependences, and cluster size distributions in metals possessing the FCC, BCC, and HCP lattices. While the total amounts of point defects in the lattices of different types vary insignificantly, the size distributions of clusters are rather sensitive to the lattice type. The sequence of swelling
susceptibilities correlates with increasing the fraction of interstitial atoms in mobile clusters/loops.
|
| first_indexed | 2025-12-07T16:13:37Z |
| format | Article |
| fulltext |
оповiдi
НАЦIОНАЛЬНОЇ
АКАДЕМIЇ НАУК
УКРАЇНИ
2 • 2013
МАТЕРIАЛОЗНАВСТВО
УДК 538.9,621
М. П. Лазарєв, академiк НАН України О. С. Бакай
Про первиннi радiацiйнi ушкодження реакторних
конструкцiйних матерiалiв
Проводиться порiвняльне моделювання утворення первинних радiацiйних ушкоджень,
температурних i енергетичних залежностей, розподiлу кластерiв за розмiрами в ме-
талах, що мають ГЦК, ОЦК i ГЩУ гратки. Виявляється, що загальна кiлькiсть ра-
дiацiйних дефектiв у гратках рiзних типiв вiдрiзняється неiстотно, а розподiли кла-
стерiв за розмiрами значною мiрою залежать вiд типу гратки. Порядок збiльшення
схильностi граток до розпухання збiгається зi збiльшенням частки мiжвузлових ато-
мiв у рухливих кластерах.
У багатостадiйних i багатомасштабних процесах структурних i фазових перетворень, якi
розвиваються в реакторних матерiалах внаслiдок опромiнення, первиннi (атомарного рiв-
ня) радiацiйнi пошкодження вiдiграють ключову роль. Домiнуючим видом первинних ра-
дiацiйних пошкоджень є каскади зiткнень атомiв, що утворюються внаслiдок непружного
розсiювання високоенергетичних нейтронiв. Вибитий таким нейтроном атом, маючи досить
високу енергiю, змiщує з рiвноважного положення один або бiльше атомiв з найближчо-
го оточення, а далi вже цi атоми спричиняють подальшi змiщення своїх сусiдiв. Каскади
змiщень розвиваються за короткий час, ∼10−12–10−10 с, i охоплюють просторову область
∼10−6 см [1].
В результатi довготривалих, дорогих i складних дослiджень структурної еволюцiї ма-
терiалiв в реакторах виявлено, що характер цих процесiв iстотно залежить вiд будови i си-
метрiї кристалiчної гратки матерiалу. Неодноразово висувалися вiрогiднi припущення сто-
совно ролi симетрiї кристалiчної гратки в процесах структурних i фазових перетворень,
зокрема, первинних пошкоджень пiд опромiненням, але через швидкоплиннiсть останнiх їх
дослiдження стало можливим лише завдяки застосуванню комп’ютерного моделювання.
Метою проведеного нами моделювання було дослiдження еволюцiї первинних радiацiй-
них ушкоджень конструкцiйних реакторних матерiалiв на основi залiза, нiкелю та цирко-
нiю. Саме матерiали цих типiв використовуються в реакторобудуваннi i для полiпшення їх
радiацiйної стiйкостi необхiдне поглиблене вивчення особливостей радiацiйних ушкоджень.
Показово, що цi класи конструкцiйних матерiалiв вiдрiзняються за структурою кристалiч-
ної гратки. Матерiали на основi α-залiза є об’ємноцентрованими кубiчними кристалами
© М. П. Лазарєв, О.С. Бакай, 2013
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2013, №2 75
(ОЦК), на основi нiкелю, як правило, — гранецентрованi кубiчнi кристали (ГЦК). Цирко-
нiєвi реакторнi сплави мають гексагональну щiльно упаковану структуру (ГЩУ).
Не розв’язаною на сьогоднi проблемою є природа якiсно рiзної поведiнки сплавiв ГЦК,
ОЦК та ГЩУ пiд опромiненням [2–4]. Якщо характеризувати дозу опромiнення кiлькiстю
змiщень на один атом (ЗНА), а за характеристику структурних змiн сплаву взяти його
розпухання внаслiдок утворення пор, то середня величина розпухання залежить вiд до-
зи таким чином. Сплави ГЦК звичайно мають швидкiсть розпухання приблизно 1%/ЗНА
у стацiонарному станi пiсля деякої iнкубацiйної дози. Сплави ОЦК бiльш стiйкi до роз-
пухання та мають типову швидкiсть розпухання приблизно 0,1–0,2%/ЗНА. В свою чергу
вiдомо, що сплави з ГЩУ гратками майже не пухнуть. Можливою причиною такої реакцiї
на опромiнення є внутрiшньокаскадна кластеризацiя та рiзний розмiрний розподiл класте-
рiв у цих гратках [2]. Ми показуємо, що дослiдження шляхом порiвняльного моделювання
дозволяє виявити спiввiдношення радiацiйних пошкоджень з типом граток.
Метод. Моделювання радiацiйних каскадiв, коли енергiї атомiв на 3–6 порядкiв пе-
ревищують рiвноважнi, має декiлька особливостей. Враховуючи те, що високоенергетичнi
нейтрони в теплових реакторах мають спектр до 20 MeВ, а енергiя дейтерiй-тритiєвого син-
тезу в термоядерних реакторах становить приблизно 14 MeВ, енергiї первинновибитих ато-
мiв (ПВА) можуть досягати 200–300 кeВ. Для адекватного моделювання процесiв у такiй
областi енергiй необхiдно мати розмiр системи до 20–30 млн атомiв. Оскiльки при енер-
гiях понад 10–30 кeВ є високою ймовiрнiсть розвитку субкаскадiв, то, як правило, при
моделюваннi енергiю ПВА задають до 30 кeВ, що дозволяє обмежуватися системам, якi
нараховують лише декiлька мiльйонiв атомiв.
При моделюваннi використовувалася класична молекулярна динамiка (МД). Були вико-
ристанi емпiричнi потенцiали Mishin та iн. для Ni [5], Mendelev та iн. для Fe [6] та Mendelev–
Ackland для Zr [7]. Атомнi взаємодiї плавно зшиваються з вiдштовхувальним унiверсальним
потенцiалом Ziegler–Biersack–Littmark [8] на малих вiдстанях. Рiвняння руху атомiв чисель-
но iнтегруються за допомогою алгоритму Verlet [9]. Для отримання необхiдної точностi та
прискорення моделювання застосовувався метод зi змiнним кроком за часом [10] так, щоб
мати максимальне змiщення атомiв менше, нiж 0,01 Å за один часовий крок, i за макси-
мальний крок у часi було взято 2 · 10−15 с.
При моделюваннi каскаду зiткнень використовувалися перiодичнi граничнi умови. Ка-
скад iнiцiювався шляхом передачi кiнетичної енергiї довiльному атому гратки. Як правило,
час моделювання каскаду дорiвнював 10−10 с. Для перевiрки завершення еволюцiї пер-
винних дефектiв в каскадах деякi зразки були додатково вiдпаленi протягом 2 · 10−9 с.
Моделювання виконувалося в мiкроканонiчному ансамблi з фiксованою кiлькiстю части-
нок, фiксованим об’ємом та фiксованою енергiєю протягом часу, поки кiнетична енергiя
найшвидшого атома не знизилася до ∼1 eВ, пiсля чого моделювання продовжувалося
в умовах термостату. Розмiри системи коливаються вiд 0,2 до 3 млн атомiв залежно вiд
енергiї та температури ПВА. Пiд час розвитку каскаду пiдвищення температури не пере-
вищувало 60 К. Промiжнi та кiнцевi конфiгурацiї сформованих вакансiй та атомiв мiж
вузлами були проаналiзованi методом комiрок Вiгнера–Зейтця (деталi див., наприклад,
в [11]).
Використовувалось просте визначення кластера точкових дефектiв: якщо два точкових
дефекти знаходяться у сусiднiх комiрках Вiгнера-Зейтця, то вважається, що вони пов’я-
занi. Безперервний ланцюг пов’язаних точкових дефектiв утворює кластер. Для кожної
температурно-енергетичної точки було сформовано щонайменше 50 каскадiв.
76 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2013, №2
Результати та обговорення. Загальнi уявлення про розвиток каскадiв зiткнень скла-
лися вже давно [12]. Еволюцiя каскадiв має три характернi етапи. Протягом першої пi-
косекунди розвивається так звана балiстична фаза, коли ПВА передає кiнетичну енергiю
оточуючим атомам шляхом численних зiткнень. Збудженi атоми залишають вузли гратки
та вiддаляються вiд початкової точки каскаду, що спричиняє утворення зони збiднiння
в центрi каскадної областi та витиснення надлишкових атомiв назовнi.
Наступний етап, що називається температурним спалахом (пiком), характеризується
усталенням локальної теплової рiвноваги в областi збудження, яка виявляється дуже нео-
днорiдною за температурою, густиною та тиском. Протягом декiлькох наступних пiкосекунд
бiльшiсть вибитих атомiв повертається на регулярнi вузли гратки, пiсля чого впродовж де-
кiлькох десяткiв пiкосекунд температурнi тi iншi неоднорiдностi зменшуються. На цей час
вiдбувається створення стабiльних вакансiй, власних мiжвузлових атомiв та їхнiх компле-
ксiв. Як правило, центральна частина каскадної областi виявляється збагаченою вакансiя-
ми, а периферiйна — мiжвузловими атомами.
Треба розумiти, що розвиток каскаду спiвударянь є вельми стохастичний процес, то-
му наведений сценарiй стосується деякого “ефективного” каскаду, тобто усередненого за
великою кiлькiстю випадкових подiй. Характеристики окремих каскадiв можуть суттєво
вiдрiзнятися. Тому для отримання надiйних результатiв треба проводити моделювання де-
сяткiв i навiть сотень каскадiв для кожної температури i енергiї каскаду [11].
Третiм є кiнетичний етап. Вiн включає дифузiйний перерозподiл та анiгiляцiю сформо-
ваних точкових дефектiв та комплексiв. Два початкових швидких динамiчних етапи також
називаються первинними процесами пошкодження та вивчаються методом молекулярної
динамiки, який дозволяє одержати не тiльки якiсний, а й кiлькiсний опис утворення де-
фектiв. Результати моделювання перших двох етапiв є вхiдними параметрами при описаннi
третього етапу.
Середню кiлькiсть точкових дефектiв у каскадi корисно порiвняти з наближеною тео-
рiєю Norgett–Robinson–Torrens (NRT), що базується на моделi бiнарного зiткнення [13]. Вiд-
повiдно до стандарту NRT, кiлькiсть змiщень на атом (ЗНА) пiд опромiненням є лiнiйною
функцiєю енергiї ПВА:
NNRT = 0,8
ED
2Ed
, (1)
де ED — еластична частина енергiї пошкодження, що передається через зiткнення; Ed —
ефективне значення енергiї порогового змiщення, усередненого за всiма кристалографiчни-
ми напрямками. Оскiльки електроннi втрати тут не розглядаються, ми приймаємо, що ED
дорiвнює енергiї EPKA. На рис. 1 показано залежнiсть кiлькостi пар Френкеля вiд енергiї
каскаду при рiзних температурах в ОЦК залiзi. Можна бачити, що має мiсце не лiнiй-
на, а бiльш складна залежнiсть вiд енергiї ПВА, яку в першому наближеннi апроксимуємо
функцiєю NFP = AEm
PKA, де показник m є меншим за одиницю. В модельованому залiзi зна-
чення показника m становить ∼0,75. В iнших кристалах цей параметр дорiвнює 0,7–0,8 [2].
В ядерних реакторах швидкi нейтрони генерують бiльшiсть ПВА з енергiєю ∼10 кеВ,
якi дають основний внесок до утворення дефектiв. При цiй енергiї кiлькiсть стабiльних
точкових дефектiв виявляється у 5–10 разiв меншою за кiлькiсть змiщених атомiв (за оцiн-
ками стандарту NRT). Каскад змiщень, як правило, розпадається на просторово роздiленi
субкаскади при збiльшеннi енергiї ПВА. В цьому випадку залежнiсть NFP(EPKA) вияв-
ляється ближчою до лiнiйної функцiї [2]. Тобто дефектоутворення при EPKA ≫ 10 кеВ
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2013, №2 77
Рис. 1. Залежнiсть кiлькостi пар Френкеля вiд енергiї ПВА у модельному залiзi для двох температур опро-
мiнення: 300 К (квадратики) та 900 К (кружечки) вiдповiдно. Штриховi лiнiї показують припасування
одержаних даних до спiввiдношень NFP = 4,9(EPKA)
0,75 та NFP = 2,8(EPKA)
0,73 для температур 300 та
900 К вiдповiдно. Суцiльна лiнiя — залежнiсть NRT при визначенiй пороговiй енергiї Ed = 30 еВ в модель-
ному залiзi
Рис. 2. Ефективностi утворення пар Френкеля в гратках ГЦК (Ni), ОЦК (Fe) та ГЩУ (Zr). Лiнiї проведенi
для зручностi сприйняття результатiв обчислень
можна розглядати як просту суперпозицiю каскадiв з меншою енергiєю. Цей факт пiдкрес-
лює важливiсть дiапазону енергiї ПВА ∼10 кеВ при дослiдженнi радiацiйних пошкоджень.
Кiлькiсть вцiлiлих точкових дефектiв зменшується, коли температура зростає вiд 300
до 900 К. Це спостереження можна пояснити впливом високої температури на зниження
ефективного об’єму каскаду та зростанням тривалостi термального пiку. Обидва фактори
посилюють рекомбiнацiю дефектiв. Якщо провести подальший температурний вiдпал де-
фектiв, утворених при 300 К, можна побачити, що характер дефектоутворення при 300 К
наближається до такого, що спостерiгається при 900 К. Тобто в першому наближеннi можна
нехтувати температурними ефектами утворення первинних дефектiв.
Порiвнюючи ефективностi утворення пар Френкеля в Ni, Fe та Zr, бачимо, що вони
мають дуже схожу поведiнку (рис. 2). В областi енергiй EPKA < 0,1 кеВ спiввiдношення
NFP/NNRT є близьким до 0,5. Зi збiльшенням енергiй EPKA це спiввiдношення монотонно
зменшується i при наближеннi EPKA до 10 кеВ воно досягає мiнiмуму, що становить 0,1–0,2
у всiх змодельованих гратках. Подальше збiльшення EPKA майже не змiнює ефективнiсть
утворення дефектiв. Показанi на рис. 2 залежностi демонструють, що тип гратки мало
впливає на загальну кiлькiсть утворених в каскадах точкових дефектiв.
Тим часом вiдомо, що макроскопiчна поведiнка кристалiв з рiзною симетрiєю пiд опро-
мiненням суттєво вiдрiзняється [3]. Рiзниця визначається властивостями мiкроструктури,
78 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2013, №2
Рис. 3. Розподiли кластерiв за розмiрами в цирконiї, залiзi та нiкелi, що формуються в каскадах з енергiями
ПВА 20 кеВ при T = 900 K. Данi перемiщенi вверх i праворуч на 5 i 10 одиниць для Fe i Ni вiдповiдно. Лiнiї
проведенi для зручностi сприйняття результатiв обчислень
що притаманнi кристалам з рiзною симетрiєю. Вiдмiнностi помiтнi вже на етапi форму-
вання первинних дефектiв у каскадах. Можливою причиною рiзної залежностi швидкостi
розпухання вiд дози в сплавах з рiзною симетрiєю гратки певно є вiдмiнностi кластеризацiї
утворених первинних дефектiв. Одержанi при моделювання розподiли кластерiв точкових
дефектiв за розмiрами в гратках залiза, нiкелю та цирконiю показано на рис. 3. Видно, що
у всiх типах граток бiльшiсть точкових дефектiв збирається у кластери. Найбiльшi кла-
стери складаються з понад 50 вакансiй (V) або власних мiжвузлових атомiв (SIA). Частка
кластеризованих точкових дефектiв досягає 50–90%. Деякi з кластерiв мiжвузлових атомiв
присутнi у виглядi дислокацiйних петель. Цi мiжвузловi петлi є досить рухливими. Особли-
вiстю є здебiльшого одновимiрний характер їхньої дифузiї, що радикально змiнює кiнетику
релаксацiї дефектної системи. Наслiдком такої одновимiрної дифузiї первинних мiжвузло-
вих петель є так званий преференс при дефектоутвореннi (production bias). Це явище роз-
глядається як одне з основних, що вiдрiзняє еволюцiю мiкроструктури при нейтронному
або iонному опромiненнi вiд електронного опромiнення [14].
У залiзi (ОЦК) кiлькiсть вiльних (некластеризованих) вакансiй значно бiльша, нiж кiль-
кiсть власних мiжвузлових атомiв. Кiлькiсть вакансiйних кластерiв приблизно дорiвнює
кiлькостi кластерiв мiжвузлових атомiв при N = 2− 6. Число великих вакансiйних класте-
рiв з N > 10 виявляється дуже малим, а розмiри великих кластерiв мiжвузлових атомiв
сягають N > 35. Розподiл кластерiв мiжвузлових атомiв за розмiром має локальний мак-
симум при N = 30.
Рiзниця розподiлiв за розмiром кластерiв вакансiй та мiжвузлових атомiв у нiкелi (ГЦК)
є навiть бiльшою, нiж у залiзi. Майже всi мiжвузловi атоми знаходяться в кластерах, розмi-
ри яких сягають N = 50, а у вакансiйнiй пiдсистемi переважають вiльнi одиничнi вакансiї.
Зовсiм iнша картина спостерiгається у цирконiю (ГЩУ). Тут кiлькiсть кластеризованих
вакансiй значно бiльша за кiлькiсть мiжвузлових атомiв у кластерах. Розподiл вакансiйних
кластерiв поширюється до N = 55 та має локальнi максимуми при N = 12, 34, 43.
Таким чином, має мiсце помiтна кореляцiя мiж типом гратки та характером дефекто-
утворення, а саме, системи, якi бiльш схильнi до розпухання, виявляють бiльшу частку
кластеризованих мiжвузлових атомiв порiвняно з вакансiйними.
Отже, моделювання первинних дефектiв показує збiльшення частки кластеризованих
точкових дефектiв з ростом енергiї каскаду у ГЦК, ОЦК i ГЩУ гратках. В той час як тип
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2013, №2 79
гратки мало впливає на загальну кiлькiсть утворених в каскадах точкових дефектiв, роз-
подiли кластерiв за розмiрами значною мiрою залежать вiд типу гратки. Зменшення схиль-
ностi до розпухання в послiдовностi граток ГЦК–ОЦК–ГЩУ збiгається з упорядкуванням
граток за зменшенням частки мiжвузлових атомiв у рухливих кластерах (дислокацiйних
петлях).
1. Stoller R.E., Greenwood L.R. Subcascade formation in displacement cascade simulations: implications for
fusion reactor materials // J. Nucl. Mater. – 1999. – 271–272. – P. 57–62.
2. Bacon D. J., Gao F., Osetsky Yu.N. The primary damage state in fcc, bcc and hcp metals as seen in
molecular dynamics simulations // Ibid. – 2000. – 276. – P. 1–12.
3. Garner F.A., Toloczko M.B., Sencer B.H., Comparison of swelling and irradiation creep behavior of fcc-
austenitic and bcc-ferritic/martensitic alloys at high neutron exposure // Ibid. – 2000. – 276. – P. 123–142.
4. Garner F.A. Radiation damage in austenitic steels // Comprehensive Nucl. Mater. – 2012. – 4. – P. 33–95.
5. Mishin Y., Farkas D., Mehl M. J., Papaconstantopoulos D.A. Interatomic potentials for monoatomic metals
from experimental data and ab initio calculations // Phys. Rev. – 1999. – B 59. – P. 3393–3407.
6. Mendelev M. I., Han S., Srolovitz D. J. et al. Development of new interatomic potentials appropriate for
crystalline and liquid iron // Phil. Magazine. – 2003. – 83. – P. 3877–94.
7. Mendelev M. I., Ackland G. J. Development of an interatomic potential for the simulation of phase trans-
formations in zirconium // Phil. Magazine Lett. – 2007. – 87. – P. 349–359.
8. Ziegler J. F., Biersack J. P., Littmark U. The stopping and range of ions in solids. Vol. 1. The stopping
and ranges of ions in matter. – New York: Pergamon Press, 1985.
9. Verlet L. Computer “experiments” on classical fluids. I. Thermodynamical properties of Lennard–Jones
molecules // Phys. Rev. – 1967. – 159. – P. 98–103.
10. Nordlund K. Molecular dynamics simulation of ion ranges in the 1–100 keV energy range // Comp. Mater.
Sci. – 1995. – 3. – P. 448–456.
11. Voskoboinikov R.E., Osetsky Yu.N., Bacon D. J. Computer simulation of primary damage creation in
displacement cascades in copper. I. Defect creation and cluster statistics // J. Nucl. Mater. – 2008. –
377. – P. 385–395.
12. Dienes G. J., Vineyard G.H. Radiation effects in solids. – New York: Interscience Publishers, 1957. –
P. 6–55.
13. Norgett M. J., Robinson M.T., Torrens I.M. A proposed method of calculating displacement dose rates //
Nuclear Engineering and Design. – 1975. – 33. – P. 50–54.
14. Golubov S. I., Barashev A.V., Stoller R.E. Radiation damage theory / Comprehensive Nucl. Mater. –
2012. – 1. – P. 357–391.
Надiйшло до редакцiї 03.08.2012ННЦ “Харкiвський фiзико-технiчний iнститут”
Н.П. Лазарев, академик НАН Украины А. С. Бакай
О первичных радиационных повреждениях реакторных
конструкционных материалов
Проводится сравнительное моделирование образования первичных дефектов, энергетичес-
ких и температурных зависимостей, распределений кластеров по размерам в металлах,
имеющих ГЦК, ОЦК и ГПУ решетки. Оказывается, что общее количество точечных дефек-
тов в решетках разных типов отличается несущественно, но распределения кластеров по
размерам весьма чувствительны к типу решетки. Порядок возрастания склонности к рас-
пуханию совпадает с увеличением доли междоузельных атомов в подвижных кластерах.
80 ISSN 1025-6415 Reports of the National Academy of Sciences of Ukraine, 2013, №2
N.P. Lazarev, Academician of the NAS of Ukraine A. S. Bakai
On the primary radiation damages of reactor structural materials
We perform the comparative simulation of the primary defect formation, energy and temperature
dependences, and cluster size distributions in metals possessing the FCC, BCC, and HCP latti-
ces. While the total amounts of point defects in the lattices of different types vary insignificantly,
the size distributions of clusters are rather sensitive to the lattice type. The sequence of swelling
susceptibilities correlates with increasing the fraction of interstitial atoms in mobile clusters/loops.
ISSN 1025-6415 Доповiдi Нацiональної академiї наук України, 2013, №2 81
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-85396 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1025-6415 |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2025-12-07T16:13:37Z |
| publishDate | 2013 |
| publisher | Видавничий дім "Академперіодика" НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Лазарєв, М.П. Бакай, О.С. 2015-08-01T15:30:59Z 2015-08-01T15:30:59Z 2013 Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів / М.П. Лазарєв, О.С. Бакай // Доповiдi Нацiональної академiї наук України. — 2013. — № 2. — С. 75–81. — Бібліогр.: 14 назв. — укр. 1025-6415 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/85396 538.9,621 Проводиться порiвняльне моделювання утворення первинних радiацiйних ушкоджень, температурних i енергетичних залежностей, розподiлу кластерiв за розмiрами в металах, що мають ГЦК, ОЦК i ГЩУ гратки. Виявляється, що загальна кiлькiсть радiацiйних дефектiв у гратках рiзних типiв вiдрiзняється неiстотно, а розподiли кластерiв за розмiрами значною мiрою залежать вiд типу гратки. Порядок збiльшення схильностi граток до розпухання збiгається зi збiльшенням частки мiжвузлових атомiв у рухливих кластерах. Проводится сравнительное моделирование образования первичных дефектов, энергетических и температурных зависимостей, распределений кластеров по размерам в металлах, имеющих ГЦК, ОЦК и ГПУ решетки. Оказывается, что общее количество точечных дефектов в решетках разных типов отличается несущественно, но распределения кластеров по размерам весьма чувствительны к типу решетки. Порядок возрастания склонности к распуханию совпадает с увеличением доли междоузельных атомов в подвижных кластерах. We perform the comparative simulation of the primary defect formation, energy and temperature dependences, and cluster size distributions in metals possessing the FCC, BCC, and HCP lattices. While the total amounts of point defects in the lattices of different types vary insignificantly, the size distributions of clusters are rather sensitive to the lattice type. The sequence of swelling susceptibilities correlates with increasing the fraction of interstitial atoms in mobile clusters/loops. uk Видавничий дім "Академперіодика" НАН України Доповіді НАН України Матеріалознавство Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів О первичных радиационных повреждениях реакторных конструкционных материалов On the primary radiation damages of reactor structural materials Article published earlier |
| spellingShingle | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів Лазарєв, М.П. Бакай, О.С. Матеріалознавство |
| title | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| title_alt | О первичных радиационных повреждениях реакторных конструкционных материалов On the primary radiation damages of reactor structural materials |
| title_full | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| title_fullStr | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| title_full_unstemmed | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| title_short | Про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| title_sort | про первинні радіаційні ушкодження реакторних конструкційних матеріалів |
| topic | Матеріалознавство |
| topic_facet | Матеріалознавство |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/85396 |
| work_keys_str_mv | AT lazarêvmp propervinníradíacíiníuškodžennâreaktornihkonstrukcíinihmateríalív AT bakaios propervinníradíacíiníuškodžennâreaktornihkonstrukcíinihmateríalív AT lazarêvmp opervičnyhradiacionnyhpovreždeniâhreaktornyhkonstrukcionnyhmaterialov AT bakaios opervičnyhradiacionnyhpovreždeniâhreaktornyhkonstrukcionnyhmaterialov AT lazarêvmp ontheprimaryradiationdamagesofreactorstructuralmaterials AT bakaios ontheprimaryradiationdamagesofreactorstructuralmaterials |