Исследование методом динамического индентирования механических свойств облученных реакторных материалов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Гладких Екатерина Владимировна

• Гладких Екатерина Владимировна
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Гладких Екатерина Владимировна

Оглавление

Введение

Глава 1. Материалы, перспективные для применения в ядерных и термоядерных реакторах нового поколения

1.1 Сплавы вольфрама

1.2 Малоактивируемые стали

1.3 Сравнение эффектов облучения нейтронами и ионами

1.4 Расчет профиля повреждающей дозы

1.5 Изменение микроструктуры в результате облучения

1.5.1 Сплавы вольфрама

1.5.2 Еиго&г97

1.5.3 ЭК-181

Глава 2. Методы измерения механических свойств облучённых сплавов

2.1 Обзор методов индентирования

2.2 Метод динамического инструментального индентирования

2.3 Обработка зависимостей твёрдости от глубины

2.4 Влияние морфологии отпечатков на значения твёрдости

Глава 3. Моделирование внедрения индентора в исходные и облученные стали

3.1 Постановка задачи

3.2 Результаты моделирования

Глава 4. Экспериментальные зависимости механических свойств

4.1 Пробоподготовка и облучение образцов

4.2 Зависимости твёрдости образцов Еш^ег97 от глубины внедрения индентора

4.3 Образцы 1№-6Яе

4.4 Измерение твёрдости образцов ЭК-181

Глава 5. Анализ геометрии отпечатков

5.1 Морфология отпечатков и расчёт коррекционных коэффициентов

5.2 Расчёт скорректированной твердости упрочнённого слоя облучённых образцов

Заключение

Список цитируемой литературы

ВВЕДЕНИЕ

Вопросы разработки новых материалов для применения в конструкциях ядерных и термоядерных реакторов нового поколения включают в себя исследование механических свойств перспективных сплавов, участвовавших в экспериментах по облучению. Создание экспресс-метода для аттестации материалов позволит оперативно принимать решения по выбору рабочих режимов для испытываемых сталей и сплавов. Представленная экспериментальная диссертационная работа посвящена исследованию свойств сплавов, участвовавших в имитационных экспериментах по облучению ионами, методом динамического инструментального индентирования.

Исследование изменений, возникающих в термически нагруженных материалах внутренних компонентов корпусов ядерных и термоядерных реакторов, является одной из актуальных задач в области материаловедения конструкционных сталей.

Целью данной научной работы являлась разработка метода обработки данных, получаемых путем динамического индентирования, позволяющего использовать данный метод в качестве системы экспресс-диагностики механических свойств материалов с модифицированными приповерхностными слоями микронной толщины.

Для достижения цели предполагалось решить следующие задачи:

1. Внедрение способа измерения механических свойств методом динамического инструментального индентирования в программное обеспечение нанотвердомеров семейства НаноСкан;

2. Исследование зависимости твердости образцов, облученных при различных температурах, от энергии и глубины внедрения бомбардирующих ионов железа для образцов сталей марок Eurofer97 и ЭК-181, а также сплава вольфрама с 6% рения (W-6Re);

3. Установление взаимосвязи между режимами облучения и изменениями механических характеристик приповерхностных слоев;

4. Нахождение механизма корректировки измеренных значений механических характеристик с учетом особенностей метода динамического инструментального индентирования;

5. Проведение численного моделирования процесса инструментального индентирования многослойной структуры методом конечных элементов.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование методом динамического индентирования механических свойств облученных реакторных материалов»

Актуальность проблемы

Разработка радиационно-стойких материалов для применения в ядерных и термоядерных реакторах нового поколения сегодня проводится во всех индустриально развитых странах. Эти работы включают в себя различные типы исследований, в том числе исследование механических свойств перспективных сплавов, участвовавших в экспериментах по нейтронному облучению. Активно создаются экспресс-методы для аттестации испытываемых материалов, позволяющие оперативно принимать решения по выбору рабочих режимов температурных и радиационных испытаний сталей и тугоплавких сплавов.

Актуальность исследования поведения конструкционных материалов обусловлена необходимостью определения их расчетного срока службы, допускаемых нагрузок в различных условиях. Эксперименты по нейтронному облучению занимают продолжительное время, поэтому гораздо чаще используется облучение пучками ионов. Оно позволяет получить скорость радиационного повреждения в несколько сотен или тысяч раз выше, избежать радиационно-индуцированной активации материала и широко варьировать экспериментальные параметры (доза, температура и другие). Эффекты, вызванные ионным облучением, которые наблюдаются после многих лет работы реакторной установки, могут быть смоделированы за несколько часов. Поэтому такие имитационные эксперименты являются достаточно эффективными для исследования радиационного воздействия на разрабатываемые конструкционные материалы. Тем не менее, полностью

воспроизвести влияние нейтронного воздействия с помощью облучения ионами не представляется возможным также, как и определить общую картину структурных и фазовых изменений вещества.

Далеко не все традиционные методы измерения механических свойств материалов применимы при работе с облученными материалами. Особый интерес в последние годы проявляется к различным модификациям метода инструментального индентирования, позволяющего получать детальную информацию о механических свойствах материала для образцов с облученными областями поистине микроскопического размера.

Инструментальное или наноиндентирование - метод вдавливания в материал наконечника известной формы с записью зависимостей приложенной нагрузки и перемещения индентора от времени - давно и прочно закрепилось в арсенале материаловедов. При этом снятие кривых нагружения и разгружения индентора позволяет измерить не только твердость, но и модуль упругости тестируемого материала.

Представленная диссертационная работа посвящена адаптации ряда методов, основанных на динамическом инструментальном индентировании, к задачам исследования образцов, модифицированных мощным потоком ускоренных ионов. В работе представлены результаты исследования механических свойств перспективных отечественных сплавов, участвующих в имитационных экспериментах по изучению влияния дозы облучения ионами железа и температуры на твердость и модуль упругости.

Получаемые при помощи данного метода значения механических свойств представляют собой почти непрерывные зависимости твёрдости и инструментального модуля упругости от глубины внедрения индентора. Степень подробности получаемой зависимости зависит от соотношения амплитуды колебаний индентора и итоговой глубины его внедрения. Как правило, последняя в сотни и тысячи раз превышает первую.

Измеряемые значения твёрдости при субмикронных глубинах погружения индентора требуют определенной численной корректировки с учётом размерного эффекта, присущего методу наноиндентирования, и учета геометрии отпечатков, измеряемой при помощи оптического конфокального микроскопа. В ходе выполнения диссертационной работы были проанализированы разные подходы, и был выбран вариант корректировки, лучшим образом подходящий для диагностики облученных тяжелыми ионами сплавов.

Сочетание ионного облучения и наноиндентирования сегодня активно используется для проведения ускоренных испытаний на радиационную стойкость самых разных материалов. Данная область исследований, сочетающая в себе не только экспериментальные методы, но и численное моделирование, занимается изучением механизмов деформационного поведения облученных материалов на микро- и нано- масштабе.

Столь подробное и комплексное исследование механических свойств материалов, предназначенных для работы в условиях мощных нейтронных потоков, методами инструментального индентирования проведено в нашей стране впервые. Полученные результаты продемонстрировали перспективность такого рода подходов при изучении уровня радиационных повреждений облучаемых материалов и стали основой для ряда измерительных методик, интегрированных в программное обеспечение приборов семейства НаноСкан.

Методы исследования

На исследуемых образцах, имеющих поверхностный модифицированный слой толщиной около 2 мкм, для получения зависимости твёрдости от глубины было предложено использовать метод динамического инструментального индентирования, заключающийся во вдавливании колеблющегося с малой амплитудой индентора. Этот метод позволяет не только получать карту твердости в плоскости образца, но и предоставлять информацию о зависимости измеряемой твердости от глубины погружения острия алмазного индентора.

Геометрия отпечатков и величина навалов изучались методами сканирующей атомно-силовой микроскопии и оптической конфокальной 3D-микроскопии. Моделирование процесса внедрения индентора в структурированный образец проводилось методом конечных элементов в программном пакете Abaqus.

Научная новизна

Для такой области промышленности, как ядерная энергетика, задача измерения состояния и прогнозирования динамики изменения механических свойств материалов, испытывающих радиационное воздействие, актуальна и пока не решена в полном объеме, несмотря на более чем 75-летний опыт эксплуатации атомных реакторов. На смену традиционным конструкционным материалам планируется внедрение новых, предназначенных для работы в перспективных моделях реакторов, в том числе на быстрых нейтронах и термоядерных установках. Нужны материалы, обладающие определенными механическими свойствами, проявляющие высокую стойкостью к облучению и способные к тому же сохранять эксплуатационные свойства в широком интервале температур [1].

Проведение натурных испытаний в условиях, максимально приближенных к внутриреакторным, крайне затратно, как по времени, так и по стоимости такого рода работ. Поэтому предложенная в данной работе методика обработки данных, получаемых методом динамического инструментального индентирования, открывает новые научные и технологические перспективы в части оперативного контроля радиационной стойкости создаваемых сплавов. Предлагаемый подход к анализу механических свойств сплавов, облученных ионами железа, является новым и позволяет проводить детальное исследование и подтверждать ожидаемые преимущества новых сплавов над использовавшимися ранее. Понятно, что никакие имитационные эксперименты с облучением ускоренными ионами железа не могут отменить необходимость внутриреакторных испытаний. Однако предложенный метод измерения механических свойств тонких модифицированных слоев

существенно облегчает задачу предварительного отбора из кандидатного списка сплавов.

Методика динамического инструментального индентирования на данный момент не входит в рабочую редакцию ГОСТ Р 8.748 [2], и представленная работа является частью мероприятий по апробации этого способа получения зависимостей механических свойств от глубины внедрения индентора на примере материалов, механические свойства которых неоднородны по глубине. Работа над следующими редакциями ГОСТ Р 8.748 близится к завершению, и данная диссертационная работа является вкладом в обоснование высокой эффективности метода динамического инструментального индентирования при изучении гетерогенных материалов.

Исследования влияния имитационного облучения ионами железа на механические свойства сталей и тугоплавких сплавов на основе вольфрама, как важных материалов для перспективных ядерных реакторов, находится в активной стадии и проводится широким фронтом. Особое внимание сегодня уделяется изучению температурно-зависимого механического поведения этих материалов при мощном облучении. Специалисты признают необходимость разработки новых методик контроля свойств таких материалов и проведение различных экспериментальных исследований.

^лав ЭК-181, являющийся одним из основных изучаемых в данной работе материалов, разработан ВНИИНМ им. Бочвара и предназначен для использования в реакторах с повышенной температурой и высокими уровнями облучения. Этот материал обладает малым радиационным набуханием, низкой активацией и высокой прочностью. Кроме того, были и продолжаются исследовательские усилия над улучшением состава этого сплава, вариантами оптимизации его термической обработки и возможности модификации его поверхности для получения лучшей коррозионной стойкости и повышения механических свойств [3]. Исследование

изменения твёрдости данного сплава после его облучения ионами железа ранее не проводилось.

Практическая значимость данной диссертационной работы заключается в отработке и внедрении метода контроля механических свойств в оборудование, предназначенное материаловедам и разработчикам новых конструкционных материалов ядерной и термоядерной техники. Измерения физико-механических свойств сталей, побывавших в условиях, приближенных к реальной эксплуатации, являются неотъемлемой частью признания их пригодности и дальнейшей сертификации промышленных образцов. С применением полученных результатов анализа свойств сплавов разного состава становится возможным более широкий поиск сталей для ядерных и термоядерных реакторов с наилучшими техническими характеристиками.

Полученные экспериментальные результаты применения динамического наноиндентирования к сплавам, облученным ионами железа, хорошо согласуются с данными, полученными другими, более трудоемкими методами. Проведенное исследование значительно облегчило изучение влияния температуры на повреждающее воздействия облучения на образцы малого объема.

Данные, характеризующие упрочнение, наблюдающееся при облучении в макромасштабе, и обнаруженная эволюция микроструктуры в микромасштабе позволяют разрабатывать научно обоснованные модели, объясняющие механизмы деградации механических свойств облучаемых материалов. Хорошо известно, что повышенная температура и коррозия в реальных ядерных средах играют важную роль в изменении механических свойств конструкционных материалов, используемых в атомной промышленности. Научные изыскания в этой области показали, что с помощью наноиндентирования могут быть изучены механизмы деформации, а также проведено сравнение упрочнения, возникшего под воздействием облучения в разных температурных и уровневых режимах.

Работа была нацелена на получение результатов, представляющих интерес для специалистов, исследующих общие проблемы взаимодействия излучения с твердым телом. Экспериментальные результаты и разработанные методики обработки данных нагружения-разгрузки будут использованы в АО ВНИИНМ им. Бочвара, НИЦ «Курчатовский институт», ГНЦ ФГУП «ЦНИИ КМ «Прометей», подведомственных организациях Росатом, Институте физики металлов им. М.Н. Михеева ФАНО РАН, НИЯУ МИФИ. Внедренные в программное обеспечение алгоритмы обработки будут применены при исследовании образцов в горячей камере в Димитровограде, для которой сейчас идет разработка радиационностойкого нанотвердомера НаноСкан, имеющего в своём арсенале разработанную методику исследования зависимости твердости от глубины внедрения острия индентора.

В данную диссертационную работу вошли результаты исследований, проведённых в 2016-2022 годах.

Личный вклад автора диссертации.

Автор лично сформулировала задачи исследований, определила технические возможности метода динамического инструментального индентирования при его реализации на приборах семейства НаноСкан, проанализировала полученные экспериментальные данные и подготовила доклады на конференциях и разделы публикаций, посвящённые описанию метода и результатов измерения механических свойств. Автор внесла существенный вклад в разработку и апробацию модели, описанной в главе 2. Все измерения в главах 4 и 5, а также численное моделирование в главе 3 выполнялись лично автором.

Положения, выносимые на защиту: 1. Методика исследования свойств облученных ионами материалов с помощью динамического индентирования, учитывающая одновременно размерный эффект и геометрию остаточного отпечатка.

2. Инструментальная твёрдость сплавов Eurofer97, ЭК-181, W-6Re, облученных ионами железа с энергией 5.6 МэВ, соответствует твёрдости исходных образцов при глубине индентирования более 2 мкм.

3. Приповерхностные слои толщиной до 400 нм сталей Eurofer97 и ЭК-181, облученных ионами железа, имеют повышенную по сравнению с исходными образцами твёрдость, растущую с увеличением дозы облучения.

4. Приповерхностные слои толщиной до 400 нм сплава W-6Re, облученного ионами железа, имеют повышенную по сравнению с исходными образцами твёрдость, снижающуюся с увеличением температуры, при которой проводилось облучение образца.

5. Моделирование методом конечных элементов внедрения индентора типа Берковича в образцы сталей Eurofer97 и ЭК-181 с учётом сложного профиля повреждающей дозы показывает согласие с экспериментальными измерениями в значении прироста твёрдости образцов в зависимости от глубины внедрения и дозы облучения.

6. Реализация метода динамического индентирования на приборах семейства НаноСкан и его внедрение в комплекс аппаратуры для исследований свойств облученных и радиоактивных материалов.

Достоверность полученных результатов подтверждается сопоставлением полученных данных с параметрами хорошо охарактеризованного модельного сплава Eurofer97, а также согласованностью данных, полученных численными методами с экспериментальными данными. Полученные значения твердости статистически значимы, поскольку на каждом образце производилось не менее 30 измерений. Результаты исследований были доложены на всероссийских и международных конференциях, где получили поддержку специалистов, и опубликованы в рецензируемых изданиях.

Полученные научные результаты.

Была изучена твердость радиационно-упрочненных поверхностных слоев ферритно-мартенситных сталей Eurofer97 и ЭК-181 и сплава вольфрама-рения W-6Re, разрабатываемых для применения в ядерных и термоядерных реакторах нового поколения. Сделаны выводы о зависимости упрочнения указанных материалов от дозы облучения ионами железа и температуры, при которой проводилось облучение.

Испытания механических свойств проводились при помощи метода динамического инструментального индентирования, внедрённого в программное обеспечение нанотвердомера НаноСкан-4D.

Проведённое моделирование показало корректность результатов динамического инструментального индентирования образцов, участвовавших в эксперименте по облучению ионами. Рассчитанный в ходе моделирования прирост твёрдости оказался сопоставим с полученным экспериментально, что говорит о работоспособности методики.

Предложенная методика обработки экспериментальных данных, полученных по методу динамического инструментального индентирования, одновременно учитывает размерный эффект и пластическое поведение образцов. Подтверждена работоспособность модели Никса и Гао [4], позволяющей определять предпочтительную глубину индентирования для образцов, имеющих неоднородный профиль повреждающей дозы.

Образцы стали Eurofer97 [5,6], облученные ионами Fe2+ до дозы 10 сна, показали повышение значений твёрдости приповерхностных слоёв с ростом температуры облучения. Этот эффект указывает на рост температуры вязко-хрупкого перехода, которую следует учитывать при проектировании термоядерных реакторов.

Исследована твердость ферритно-мартенситной стали ЭК-181 после ионного облучения с максимальной повреждающей дозой ~50 сна в диапазоне температур 250-400°С. При температурах ниже 300°С наблюдается размягчение материала при

дозе менее 10 сна и закалка при высоких дозах ~50 сна. При температуре 400°С закалка обнаруживается во всем диапазоне доз. Максимальная твердость образца, облученного дозой ~50 сна при 400 °С, составляет 1.7 ГПа.

Для образцов сплава W-6Re максимальный прирост твердости наблюдался в случае облучения дозой 5 1016 ион/см2. Температура облучения оказала слабое влияние на прирост твёрдости при одинаковой дозе облучения 2 1016 ион/см2.

Для определения величин микротвёрдости по Виккерсу необлученных образцов в данной работе исследовались подходы с автоматическим определением размеров остаточных отпечатков. Отличие в большую сторону микротвёрдости от величины нанотвёрдости для необлученных образцов не превысило 11%.

Апробация результатов работы.

Результаты диссертационной работы докладывались на:

• Научных чтениях им. чл.-корр. РАН И.А. Одинга «Механические свойства современных конструкционных материалов», Москва, ИМЕТ РАН, 6-7 октября 2016.

• Международной школе-конференции с мастер-классами для молодых ученых в РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2017.

• XXII симпозиуме «Нанофизика и наноэлектроника», Нижний Новгород, 12-15 марта 2018.

• 61-й научной конференции МФТИ. Москва, Долгопрудный, Жуковский, 19-25 ноября 2018

• 12-й Международной конференции «Углерод: фундаментальные проблемы науки, материаловедение, технология» CFPMST 2020 [7].

• Ш-м Международном научном форуме «Ядерная наука и технологии», прошедшем с 20 по 24 сентября 2021 года в г. Алматы, Республика Казахстан.

• 14-я Международная конференция «Углерод: фундаментальные проблемы науки, материаловедение, технология» CFPMST 2022, 7-9 июня 2022 года

Публикации. Всего опубликовано 12 работ, с учетом тезисов конференций. Материалы диссертации отражены в 6 статьях, опубликованных в журналах, входящих в базу данных Scopus.

Работа выполнена при поддержке грантов:

- РФФИ в рамках научного проекта № 20-32-90031.

- Российского научного фонда (проект №17-19-01696).

Частично данная работа проводилась в рамках выполнения договора от 17.09.2019 (2019-2021г.) №313/1710-Д с АО «Наука и инновации»: «Разработка метода, стандарта испытаний и верификация экспресс-анализа радиационной стойкости конструкционных материалов с использованием ионного облучения, прецизионного ультрамикроскопического анализа и верификации в реакторных экспериментах с учётом флакс-фактора», одной из задач которой была разработка Программы и методики проведения испытаний методом наноиндентирования упрочнения образцов из конструкционных сталей в имитационных экспериментах на пучках ионов.

Облучение образцов стали Eurofer 97 выполнялось на оборудовании Центра коллективного пользования КАМИКС (http://kamiks.itep.ru/) НИЦ "Курчатовский институт"-ИТЭФ, а анализ механических свойств на оборудовании Центра коллективного пользования ФГБНУ ТИСНУМ "Исследования наноструктурных, углеродных и сверхтвердых материалов" (http://www.tisncm.ru/suec/).

Структура и объём работы. Диссертационная работа состоит из введения, 5-ти глав, заключения, списка литературы и списка сокращений. Объем работы составляет 108 страниц, включающих в себя 39 рисунков, 10 таблиц. Список цитируемой литературы содержит 1 07 наименований.

Глава 1. МАТЕРИАЛЫ, ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ДЛЯ ПРИМЕНЕНИЯ В ЯДЕРНЫХ И ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Разработка материалов и композитов для компонентов, работающих в условиях ядерных реакторов деления и синтеза, остается одной из самых актуальных тем в повестке дня современной энергетики. Состав, технология изготовления и способы обработки подбираются так, чтобы материал сохранял свойства в процессе эксплуатации как можно дольше. В зависимости от предполагаемых условий выбираются материалы с соответствующим окном рабочих температур, рисунок 1 [8]. Ниже определенной температуры (разной для разных типов материалов) под воздействием облучения происходит упрочнение и охрупчивание, а выше некоторой температуры материал проявляет термическую ползучесть. Синей рамкой на рисунке 1 выделены наиболее перспективные материалы для применения в реакторах деления 4-го поколения.

Рисунок 1 - Расчетные окна рабочих температур для различных конструкционных материалов в ядерных системах с уровнями повреждающей дозы 10-50 смещений на атом. Синей рамкой выделены наиболее перспективные материалы для применения в реакторах деления 4-го поколения [8]

Среди сталей, наиболее подходящих для применения в таких экстремальных условиях, можно выделить аустенитные стали. Нержавеющая сталь (например, марки 316 SS), обладающая гранецентрированной кубической кристаллической решеткой, в результате облучения быстрыми нейтронами распухает за счёт формирования вакансий, но выдерживает радиационное воздействие до 90 смещений на атом [1].

Число смещенных атомов на один атом материала (сна) является одной из ключевых характеристик, отражающих степень радиационного воздействия. Эту величину также называют уровнем первичных радиационных нарушений, она позволяет сравнивать данные, которые были получены при различных условиях облучения (энергия облучения, скорость набора дозы, тип облучающих частиц) [9].

Разрабатываемые в настоящее время реакторы, обладающие улучшенной экономической эффективностью, требуют применения модифицированных материалов, которые выдерживали бы существенно большие дозы облучения. Кандидатами для решения такой задачи являются ферритно-мартенситные стали, обладающие низким коэффициентом вакансионного разбухания. Кроме того, для применения в активной зоне реактора требуется также и теплоустойчивость материала, которая может быть улучшена за счёт включений на основе углерода и азота или кислорода (т.е. частиц оксидов), которые обеспечивают не только фиксацию дислокаций, но и миграцию точечных дефектов, вызванных радиационным воздействием. Предполагается, что критические условия применения таких сталей будут при дозах облучения до 150 сна и при температурах до 700 °С. Однако радиационная стойкость данных материалов ограничена, и при дозах облучения около 10 сна (при температурах облучения менее 350 °С) уже возникает радиационное упрочнение, которое сопровождается увеличением твёрдости, снижением пластичности и повышением температуры вязко-хрупкого перехода, что сокращает окно рабочих температур, показанное на рисунке 1 [10].

Как для ядерных реакторов, так и для установок термоядерного синтеза конструкционные материалы должны быть радиационно-стойкими, т.к. в результате реакции синтеза образуются высокоэнергетические (14,1 МэВ) нейтроны, которые не удерживаются магнитным полем и вызывают радиационное повреждение и наведённую радиоактивность конструкционных материалов реактора. К подходящим элементам с низкой активацией относятся углерод и вольфрам.

На рисунке 2 показаны рабочие условия ядерных и термоядерных реакторов [8], названия которых расшифрованы в таблице 1.

О 50 100 150 200 Смещения на атом (сна)

Рисунок 2 - Рабочая температура и ожидаемый уровень повреждений для ядерных реакторов четвертого поколения (VHTR, SCWR, GFR, LFR, SFR, MSR) и

термоядерного реактора (DEMO) [8]

Таблица 1. Наименования реакторов [11]

Название в русскоязычных источниках Название в иностранной литературе

Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР) Very-High-Temperature Reactor (VHTR)

Сверхкритический водный реактор Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)

Газоохлаждаемый быстрый реактор Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Свинцово-висмутовый быстрый реактор (СВБР) Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)

Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)

Реактор с расплавленной солью Molten Salt Reactor (MSR)

Демонстрационная электростанция DEMOnstration Power Plant (DEMO)

Реакторы деления производят высокие уровни нейтронного облучения, однако, в них нет области, которая испытывает тепловые потоки, подобные тем, которые наблюдаются в термоядерном диверторе - элементе, расположенном в нижней части реактора, главная функция которого - отводить тепловые и нейтронные нагрузки от стенок реактора. Это делает разработку материалов для дивертора уникальной задачей [12]. Вольфрам обладает высокой температурой плавления, высокой теплопроводностью и хорошей стойкостью к распылению, и, таким образом, он считается материалом-кандидатом для обращенных к плазме компонентов термоядерных реакторов.

В подразделах ниже описаны ключевые особенности малоактивируемых сталей и сплавов вольфрама, планируемых к применению в ядерных и термоядерных реакторах нового поколения.

1.1 Сплавы вольфрама

При рассмотрении вопроса об использовании защитных материалов в таких установках, как ядерные реакторы, важно выбирать материалы, которые способны выдерживать температуры и условия радиационной среды до и после поглощения излучения. Вольфрам обычно используется из-за его положительных

характеристик при воздействии высоких температур и высоких потоков частиц [1315]. Температура плавления вольфрама составляет более 3000 градусов Цельсия [16]. Кроме того, вольфрам обладает большой устойчивостью к эрозии и распылению [17-19].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Гладких Екатерина Владимировна, 2022 год

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Zinkle S.J.J., Was G.S.S. Materials challenges in nuclear energy // ACTA Mater. THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD OX5 1GB, ENGLAND: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2013. Vol. 61, № 3. P. 735-758.

2. ГОСТ Р 8.748-2011 (ИСО 14577-1:2002) ГСИ. Металлы и сплавы. Измерение твердости и других характеристик материалов при инструментальном индентировании. Часть 1. Метод испытаний.

3. Aydogan E. et al. Effect of self-ion irradiation on the microstructural changes of alloy EK-181 in annealed and severely deformed conditions // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2017. Vol. 487. P. 96-104.

4. Nix W.D., Gao H. Indentation size effects in crystalline materials: a law for strain gradient plasticity // J. Mech. Phys. Solids. 1998. Vol. 46, № 3. P. 411-425.

5. Gladkikh E.V. V et al. A Study of the Effect of Ion Irradiation on the Mechanical Properties of Eurofer 97 Steel // J. Surf. Investig. PLEIADES PUBLISHING INC, MOSCOW, 00000, RUSSIA: PLEIADES PUBLISHING INC, 2019. Vol. 13, № 1. P. 48-52.

6. Tavassoli F. Eurofer steel, development to full code qualification // Procedia Eng. Elsevier B.V., 2013. Vol. 55. P. 300-308.

7. Gladkikh E.V. et al. Comparison of Hardening Effects of Eurofer97 and Ods Eurofer Steels Under Ion Irradiation // Izv. Vyss. Uchebnykh Zaved. Seriya Khimiya i Khimicheskaya Tekhnologiya. 2020. Vol. 63, № 12. P. 57-62.

8. Zinkle S.J., Busby J.T. Structural materials for fission & fusion energy // Mater. Today. 2009. Vol. 12, № 11. P. 12-19.

9. Авилкина В.С. et al. Методы и результаты расчетов уровня первичных радиационных нарушений (числа смещений на атом) // ИЗВЕСТИЯ РАН. СЕРИЯ ФИЗИЧЕСКАЯ. 2012. Vol. 76, № 5. P. 586-588.

10. Schlosser J. Technologies for ITER divertor vertical target plasma facing

components // Nucl. fusion. 2005. Vol. 45, № 6. P. 512-518.

11. https://www.gen-4.org/ [Electronic resource].

12. Hasegawa A. et al. Neutron irradiation effects on the microstructural development of tungsten and tungsten alloys // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V, 2016. Vol. 471. P. 175-183.

13. Saleh M. et al. Relationship between damage and hardness profiles in ion irradiated SS316 using nanoindentation - Experiments and modelling // Int. J. Plast. THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD OX5 1GB, ENGLAND: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2016. Vol. 86. P. 151169.

14. Ciupinski L. et al. TEM observations of radiation damage in tungsten irradiated by 20 MeV W ions // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2013. Vol. 317, № PART A. P. 159-164.

15. Lai C. et al. Reduction, sintering and mechanical properties of rhenium-tungsten compounds // J. Alloys Compd. 2018. Vol. 735. P. 2685-2693.

16. Khan A. et al. Effect of rhenium irradiations on the mechanical properties of tungsten for nuclear fusion applications // J. Nucl. Mater. 2016. Vol. 477. P. 42-49.

17. Gilbert M.R., Sublet J.-C. Neutron-induced transmutation effects in W and W-alloys in a fusion environment // Nucl. Fusion. 2011. Vol. 51, № 4.

18. Hasegawa A. et al. Property change mechanism in tungsten under neutron irradiation in various reactors // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 417, № 1-3. P. 491-494.

19. Klimenkov M. et al. Effect of neutron irradiation on the microstructure of tungsten // Nucl. Mater. Energy. 2016. Vol. 9. P. 480-483.

20. Noda T., Fujita M., Okada M. Transmutation and induced radioactivity of W in the armor and first wall of fusion reactors // J. Nucl. Mater. 1998. Vol. 258-263, № PART 1 A. P. 934-939.

21. Bolt H. et al. Materials for the plasma-facing components of fusion reactors // J. Nucl. Mater. 2004. Vol. 329-333, № 1-3 PART A. P. 66-73.

22. Giannattasio A. et al. Brittle-ductile transitions in polycrystalline tungsten // Philos. Mag. 2010. Vol. 90, № 30. P. 3947-3959.

23. Marian J. et al. Recent advances in modeling and simulation of the exposure and response of tungsten to fusion energy conditions // Nucl. Fusion. 2017. Vol. 57, № 9.

24. Dethloff C., Gaganidze E., Aktaa J. Microstructural defects in EUROFER 97 after different neutron irradiation conditions // Nucl. Mater. Energy. Elsevier, 2016. Vol. 9. p. 471-475.

25. Klueh R.L., Sokolov M.A. Mechanical properties of irradiated 9Cr-2WVTa steel with and without nickel // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2007. Vol. 367-370, № SPEC. ISS. P. 102-106.

26. Wang K., Dai Y., Spâtig P. Microstructure and fracture behavior of F82H steel under different irradiation and tensile test conditions // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2016. Vol. 468. P. 246-254.

27. Peng L. et al. Microstructure and microhardness of CLAM steel irradiated up to 20.8 dpa in STIP-V // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2016. Vol. 468. P. 255-259.

28. Rogozhkin S. V et al. Tomographic atom-probe analysis of temperature-resistant 12%-chromium ferritic-martensitic steel EK-181 // Phys. Met. Metallogr. 2009. Vol. 108, № 6. P. 579.

29. Tanigawa H. et al. Hardening mechanisms of reduced activation ferritic/martensitic steels irradiated at 300 °C // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2009. Vol. 386-388, № C. P. 231-235.

30. Bhattacharya A. et al. Irradiation hardening and ductility loss of Eurofer97 steel variants after neutron irradiation to ITER-TBM relevant conditions // Fusion Eng. Des. 2021. Vol. 173.

31. Tavassoli A.-A. et al. Current status and recent research achievements in ferritic/martensitic steels // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2014. Vol. 455, № 1-3. P. 269276.

32. Chen X. et al. Mechanical properties and microstructure characterization of Eurofer97 steel variants in EUROfusion program // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2019. Vol. 146. P. 2227-2232.

33. Puype A. et al. Effect of processing on microstructural features and mechanical properties of a reduced activation ferritic/martensitic EUROFER steel grade // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2017. Vol. 494. P. 1-9.

34. Lindau R. et al. Present development status of EUROFER and ODS-EUROFER for application in blanket concepts // Fusion Eng. Des. Elsevier, 2005. Vol. 75. P. 989996.

35. Coppola R., Klimenkov M. Dose dependence of micro-voids distributions in low-temperature neutron irradiated Eurofer97 steel // Metals (Basel). Multidisciplinary Digital Publishing Institute, 2019. Vol. 9, № 5. P. 552.

36. Testani C., Di Nunzio P.E., Salvatori I. Manufacturing of ODS RAFM Steel: Mechanical and Microstructural Characterization // Materials Science Forum. Trans Tech Publ, 2017. Vol. 879. P. 1639-1644.

37. Sanctis M. De et al. Mechanical characterization of a nano-ODS steel prepared by low-energy mechanical alloying // Metals (Basel). Multidisciplinary Digital Publishing Institute, 2017. Vol. 7, № 8. P. 283.

38. Fu J. et al. Microstructure characterisation and mechanical properties of ODS Eurofer steel subject to designed heat treatments // Mater. Sci. Eng. A. Elsevier, 2020. Vol. 770. P. 138568.

39. Cabet C. et al. Ferritic-martensitic steels for fission and fusion applications // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2019. Vol. 523. P. 510-537.

40. Zhou J., Shen Y., Jia N. Strengthening mechanisms of reduced activation ferritic/martensitic steels: A review // Int. J. Miner. Metall. Mater. Springer, 2021. Vol. 28, № 3. P. 335-348.

41. Bolli E. et al. Cr segregation and impact fracture in a martensitic stainless steel // Coatings. Multidisciplinary Digital Publishing Institute, 2020. Vol. 10, № 9. P. 843.

42. Zhou W. et al. A comparative study on deformation mechanisms, micro structures and mechanical properties of wide thin-ribbed sections formed by sideways and forward extrusion // Int. J. Mach. Tools Manuf. Elsevier, 2021. Vol. 168. P. 103771.

43. Channel M. Experimental investigations of impact-induced molecular desorption by 4.2 MeV/u Pb ions // Materials of Particle Accelerator Conf., Chicago, USA. 2001.

44. Shin C.S. et al. Nitrogen ion implantation into various materials using 28 GHz electron cyclotron resonance ion source // Rev. Sci. Instrum. 1305 WALT WHITMAN RD, STE 300, MELVILLE, NY 11747-4501 USA: AMER INST PHYSICS, 2016. Vol. 87, № 2.

45. Xu C. et al. The Studies of Irradiation Hardening of Stainless Steel Reactor Internals under Proton and Xenon Irradiation // Nucl. Eng. Technol. Elsevier B.V, 2016. Vol. 48, № 3. P. 758-764.

46. Getto E. et al. Void swelling and microstructure evolution at very high damage level in self-ion irradiated ferritic-martensitic steels // J. Nucl. Mater. PO BOX 211, 1000 AE AMSTERDAM, NETHERLANDS: ELSEVIER SCIENCE BV, 2016. Vol. 480. P. 159-176.

47. Krasheninnikov A. V, Nordlund K. Ion and electron irradiation-induced effects in nanostructured materials // J. Appl. Phys. 1305 WALT WHITMAN RD, STE 300, MELVILLE, NY 11747-4501 USA: AMER INST PHYSICS, 2010. Vol. 107, № 7.

48. Zhang X. et al. Radiation damage in nanostructured materials // Prog. Mater. Sci. THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD OX5 1GB, ENGLAND: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2018. Vol. 96. P. 217321.

49. Zinkle S.J., Snead L.L. Opportunities and limitations for ion beams in radiation effects studies: Bridging critical gaps between charged particle and neutron irradiations // Scr. Mater. THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD OX5 1GB, ENGLAND: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2018. Vol. 143. P. 154-160.

50. Hernandez-Mayoral M., Heintze C., Onorbe E. Transmission electron microscopy investigation of the microstructure of Fe-Cr alloys induced by neutron and ion irradiation at 300 degrees C // J. Nucl. Mater. RADARWEG 29, 1043 NX AMSTERDAM, NETHERLANDS: ELSEVIER, 2016. Vol. 474. P. 88-98.

51. Was G.S., Averback R.S. Radiation Damage Using Ion Beams / ed. Konings R.J.M.B.T.-C.N.M. Oxford: Elsevier, 2012. P. 195-221.

52. Kumar N.A.P.K. et al. Microstructural stability and mechanical behavior of FeNiMnCr high entropy alloy under ion irradiation // ACTA Mater. THE BOULEVARD, LANGFORD LANE, KIDLINGTON, OXFORD OX5 1GB, ENGLAND: PERGAMON-ELSEVIER SCIENCE LTD, 2016. Vol. 113. P. 230244.

53. Was G.S. Fundamentals of Radiation Damage Materials Science, 2nd edition // Fundamentals of Radiation Materials Science. 2017. 3-76 p.

54. Liu X. et al. Evaluation of radiation hardening in ion-irradiated Fe based alloys by nanoindentation // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 444, № 1-3. P. 1-6.

55. Hardie C.D. et al. Effects of irradiation temperature and dose rate on the mechanical properties of self-ion implanted Fe and Fe-Cr alloys // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 439, № 1-3. P. 33-40.

56. Armstrong D.E.J. et al. Hardening of self ion implanted tungsten and tungsten 5-wt% rhenium // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 432, № 1-3. P. 428-436.

57. Xu A. et al. Ion-irradiation-induced clustering in W-Re and W-Re-Os alloys: A comparative study using atom probe tomography and nanoindentation measurements // Acta Mater. 2015. Vol. 87. P. 121-127.

58. Xu A. et al. Ion-irradiation induced clustering in W-Re-Ta, W-Re and W-Ta alloys: An atom probe tomography and nanoindentation study // Acta Mater. 2017. Vol. 124. P. 71-78.

59. Abernethy R.G. et al. Effects of neutron irradiation on the brittle to ductile transition in single crystal tungsten // J. Nucl. Mater. Elsevier, 2019. Vol. 527. P. 151799.

60. Ueda Y. et al. Recent progress of tungsten R&D for fusion application in Japan // Physica Scripta T. 2011. Vol. T145.

61. Stoller R.E. et al. On the use of SRIM for computing radiation damage exposure // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. North-Holland, 2013. Vol. 310. P. 75-80.

62. Singh B.N., Foreman A.J.E., Trinkaus H. Radiation hardening revisited: Role of intracascade clustering // J. Nucl. Mater. 1997. Vol. 249, № 2-3. P. 103-115.

63. Nikitin A.A.A. et al. Nanoindentation Study of the Effect of Low-Temperature Ion Irradiation on the Hardness of a Ferritic-Martensitic EK-181 Steel // Russ. Metall. PLEIADES PUBLISHING INC, MOSCOW, 00000, RUSSIA: PLEIADES PUBLISHING INC, 2019. Vol. 2019, № 11. P. 1184-1189.

64. Rogozhkin S.V. et al. Study of the Microscopic Origins of Radiation Hardening of Ferritic-Martensitic Steels RUSFER-EK-181 and ChS-139 in the Simulation Experiment with Heavy Ion Irradiation // Inorg. Mater. Appl. Res. 2020. Vol. 11, № 2. P. 359-365.

65. Rogozhkin S. et al. Evolution of microstructure in advanced ferritic-martensitic steels under irradiation: The origin of low temperature radiation embrittlement // MRS Adv. 2017. Vol. 2, № 21-22. P. 1143-1155.

66. Rogozhkin S. V. et al. Emulation of Radiation Damage of Structural Materials for Fission and Fusion Power Plants Using Heavy Ion Beams // Phys. At. Nucl. 2019. Vol. 82, № 9. P. 1239-1251.

67. Fukuda M. et al. Microstructural development of tungsten and tungsten-rhenium alloys due to neutron irradiation in HFIR // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 455, № 1-3. P. 460-463.

68. He J.C. et al. Microstructural development and irradiation hardening of W and W-(3-26) wt%Re alloys after high-temperature neutron irradiation to 0.15 dpa // Nucl. Fusion. 2006. Vol. 46, № 11. P. 877-883.

69. Gibson J., Armstrong D., Roberts S. The micro-mechanical properties of ion

irradiated tungsten // Physica Scripta. 2014. Vol. T159.

70. Nikitin A.A. et al. Ion Radiation Impact on Microstructure and Mechanical Properties of W-6Re Alloy at 500°C // Phys. At. Nucl. 2020. Vol. 83, № 12. P. 1638-1643.

71. Chiaramonti A.N. et al. Field Ion Emission in an Atom Probe Microscope Triggered by Femtosecond-Pulsed Coherent Extreme Ultraviolet Light // Microsc. Microanal. 2020/03/12. Cambridge University Press, 2020. Vol. 26, № 2. P. 258-266.

72. Hirata A. et al. Atomic structure of nanoclusters in oxide-dispersion-strengthened steels // Nat. Mater. MACMILLAN BUILDING, 4 CRINAN ST, LONDON N1 9XW, ENGLAND: NATURE PUBLISHING GROUP, 2011. Vol. 10, № 12. P. 922-926.

73. Edmondson P.D. et al. Small-scale characterisation of irradiated nuclear materials: Part i - Microstructure // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 462. P. 369-373.

74. Dolph C.K. et al. Plastic zone size for nanoindentation of irradiated Fe-9%Cr ODS // J. Nucl. Mater. RADARWEG 29, 1043 NX AMSTERDAM, NETHERLANDS: ELSEVIER, 2016. Vol. 481. P. 33-45.

75. Fedin P.A. et al. Simulation of irradiation effects with ions on the RFQ linac HIPr // J. Phys. Conf. Ser. 2018. Vol. 1115, № 3.

76. Rogozhkin S.V. et al. Nanoscale study of ferritic-martensitic steel rusfer EK-181 after various heat treatments // Inorg. Mater. Appl. Res. 2012. Vol. 3, № 2. P. 129134.

77. Rogozhkin S.V. et al. Investigation of the influence of irradiation with Fe ions on the nanostructure of ferritic martensitic steel EK-181 // Inorg. Mater. Appl. Res. 2013. Vol. 4, № 5. P. 426-430.

78. Ge H. et al. Tensile properties of CLAM steel irradiated up to 20.1 dpa in STIP-V // J. Nucl. Mater. North-Holland, 2016. Vol. 468. P. 240-245.

79. Pandey C. et al. Effect of strain rate and notch geometry on tensile properties and fracture mechanism of creep strength enhanced ferritic P91 steel // J. Nucl. Mater.

PO BOX 211, 1000 AE AMSTERDAM, NETHERLANDS: ELSEVIER SCIENCE BV, 2018. Vol. 498. P. 176-186.

80. BS EN ISO 14577: 2015. Metallic materials. Instrumented indentation test for hardness and materials parameters.

81. ГОСТ 9450-76 (СТ СЭВ 1195-78) Измерение микротвердости вдавливанием алмазных наконечников.

82. Сканирующие нанотвердомеры "Наноскан" [Electronic resource]. URL: http://www.nanoscan.info/.

83. Федоткин А.П. et al. Применение алгоритмов машинного зрения для автоматического измерения микротвердости по Виккерсу // Наноиндустрия. 2020. Vol. 6. P. 392-398.

84. Milman V Y. et al. PLASTICITY OF MATERIALS DETERMINED BY THE INDENTATION METHOD // USPEKHI Fiz. Met. Phys. Met. BULVAR AKAD VERNADSKOGO 36, KYIV, 103142, UKRAINE: G V KURDYUMOV INST METAL PHYSICS NAS UKRAINE, 2018. Vol. 19, № 3. P. 271-308.

85. Xiao X., Yu L. Nano-indentation of ion-irradiated nuclear structural materials: A review // Nucl. Mater. Energy. Elsevier, 2020. Vol. 22, № September 2019. P. 100721.

86. Kasada R. et al. A new approach to evaluate irradiation hardening of ion-irradiated ferritic alloys by nano-indentation techniques // Fusion Eng. Des. North-Holland, 2011. Vol. 86, № 9-11. P. 2658-2661.

87. Meshcheryakov V. V, Maslennikov V. V, Melekesov E. V. A Dynamic Method of Nanoindentation // Meas. Tech. 233 SPRING ST, NEW YORK, NY 10013 USA: SPRINGER, 2017. Vol. 60, № 8. P. 771-776.

88. Xiao X. et al. A Mechanistic Model for Depth-Dependent Hardness of Ion Irradiated Metals // J. Nucl. Mater. 2017. Vol. 485. P. 80-89.

89. Oliver W.C., Pharr G.M. An improved technique for determining hardness and elastic modulus using load and displacement sensing indentation experiments // J.

Mater. Res. 1992. Vol. 7, № 6. P. 1564.

90. Zong W.J., Wu D., He C.L. Radius and angle determination of diamond Berkovich indenter // Meas. J. Int. Meas. Confed. 2017. Vol. 104. P. 243-252.

91. Larsson P.-L., Olsson E. Plastic zone size at sharp indentation contact of classical elastic-plastic materials: Behavior at linear strain hardening // J. Test. Eval. 2017. Vol. 45, № 5.

92. Pathak S. et al. Probing nanoscale damage gradients in ion-irradiated metals using spherical nanoindentation // Sci. Rep. 2017. Vol. 7, № 1.

93. Усеинов А.С., Кравчук К.С., Маслеников И.И. Получение томограммы механических свойств методами наноиндентирования // Наноиндустрия. 2014. № 1. P. 34-39.

94. Li X., Bhushan B. A review of nanoindentation continuous stiffness measurement technique and its applications 10.1016/S1044-5803(02)00192-4: Materials Characterization | ScienceDirect.com. 2002. Vol. 48. P. 11-36.

95. Fischer-Cripps, Anthony C. Nanoindentation. Springer New York, 2011. 287 p.

96. Усеинов А. et al. Исследование свойств тонких покрытий в режиме динамического механического анализа с помощью сканирующего нанотвердомера "НаноСкан-4D" // Наноиндустрия. 2016. Vol. 1. P. 80-87.

97. Manika I., Maniks J. Effect of substrate hardness and film structure on indentation depth criteria for film hardness testing // J. Phys. D. Appl. Phys. 2008. Vol. 41, № 7.

98. Oliver W.C., Pharr G.M. Measurement of hardness and elastic modulus by instrumented indentation: Advances in understanding and refinements to methodology // J. Mater. Res. 2004. Vol. 19, № 1. P. 3-20.

99. Zhang P., Li S.X.X., Zhang Z.F.F. General relationship between strength and hardness // Mater. Sci. Eng. A-STRUCTURAL Mater. Prop. Microstruct. Process. PO BOX 564, 1001 LAUSANNE, SWITZERLAND, 1001 LAUSANNE, SWITZERLAND: ELSEVIER SCIENCE SA, 2011. Vol. 529, № 1. P. 62-73.

100. Григорович В.К. Твердость и микротвердость металлов. Москва, 1976.

101. Zhu L.N. et al. Measurement of mechanical properties of 1045 steel with significant pile-up by sharp indentation // J. Mater. Sci. 2011. Vol. 46, № 4. P. 1083-1086.

102. Qian L. et al. Comparison of nano-indentation hardness to microhardness // Surf. Coatings Technol. 2005. Vol. 195, № 2-3. P. 264-271.

103. Tong Z., Dai Y. The microstructure and tensile properties of ferritic/martensitic steels T91, Eurofer-97 and F82H irradiated up to 20dpa in STIP-III // J. Nucl. Mater. 2010. Vol. 398, № 1. P. 43-48.

104. Леонтьева-Смирнова М.В. et al. Микроструктура и механические свойства малоактивируемой ферритно-мартенситной стали ЭК-181 (Rusfer-EK-181) // Перспективные Материалы. 2006. Vol. 6. P. 40-52.

105. Кропачев Г.Н. et al. Кропачев Г. Н. и др. Подготовка имитационного эксперимента на пучке ионов железа по изучению радиационной устойчивости реакторных сталей //Ядерная физика и инжиниринг. - 2011. - Т. 2. - №. 6. - С. 538-538. // Ядерная физика и инжиниринг. 2011. Vol. 2, № 6. P. 538.

106. Pintó A. et al. Non-contact measurement of aspherical and freeform optics with a new confocal tracking profiler // Proceedings of SPIE - The International Society for Optical Engineering. 2011. Vol. 8169.

107. Hasenhuetl E. et al. Effect of displacement damage level on the ion-irradiation affected zone evolution in W single crystals // J. Nucl. Mater. Elsevier B.V, 2017. Vol. 495. P. 314-321.