Диссертация (1024881), страница 16
Текст из файла (страница 16)
Если считать вероятность аннигиляции пропорциональнойконцентрации электронов (что, строго говоря, верно только приблизительно),такое перераспределение можно оценить в 0.9 электронов/атом железа. Воблученном образце широкий гауссиан имеет более высокую интенсивность, всравнении с отожженными поликристаллическими образцами. Это, вероятно,связано с появлением преципитатов меди. Такие выделения, как отмечалось [94],появляются после облучения, они имеют более высокую энергию сродства кпозитрону, чем матрица атомов железа, и угловой спектр в данном случае взначительной степени является спектром чистой меди (см.
Таблицу 9 и Рисунок1.5).1003.2.2. Исследование АМС методом РФЭСДля исследования изменений в электронной структуре аморфного икристаллического состояния были подготовлены образцы сплава FeCr18B15 ваморфном и кристаллизованном состоянии. Кроме того, исследовались образцычистых сплавов железа и хрома и сплав FeB13 в аморфном состоянии.Кристаллическиеобразцыотжигалисьввакууме.Передисследованиемповерхность подвергалась ионному травлению ионами с энергией 3 кэВ током5 мка. Травление продолжалось до достижения интенсивности линии кислородана обзорном спектре ниже уровня 5%. Исследовались спектры валентной зоны впределах -3 - +20 эВ.
Исходные спектры представлены на Рисунках 3.10 - 3.14,интенсивности пиков представлены в Таблицах 16 и 17.Рисунок 3.10. Валентный спектр сплава a-FeCrBРисунок 3.11. Валентный спектр сплава к-FeCrB101Рисунок 3.12. Обзорный спектр сплава к-FeCrBРисунок 3.13. Обзорный спектр сплава a-FeCrBРисунок 3.14. Спектр 3p уровня железа сплава а-FeCrB102Таблица 3.16.Параметры пиков РФЭС сплава к-FeCrBпикэнергиясвязиПШПВ[эВ]площадь[свс*эВ]ат. %Fe2p707,322,89192468,3965,57Cr2p574,582,561574852,8914,38B1s188,051,86112049,1019,88Valence A0,62,301328,070,11Valence B1,461,20170,690,01Valence C2,982,08274,930,02Valence D5,193,04206,480,02Valence E9,353,48110,700,01Таблица 3.17.Параметры пиков РФЭС сплава a-FeCrBпикэнергиясвязиПШПВ[эВ]площадь[свс*эВ]ат. %Fe2p707,472,848405730,7863,54Cr2p574,582,651723777,5215,76B1s187,991,83115632,6520,53Valence A0,522,031099,470,09Valence B1,71,27195,710,02Valence C3,031,94308,650,02Valence D5,253,04319,370,03Valence E9,423,5164,490,01103Валентный спектр переходных металлов определяется d-электронами, т.к.4-s оболочка имеет низкую интенсивность, широкое распределение и сливается сфоном.
Площадь под пиками валентной зоны у аморфного образца выше на 14,6%с учетом нормировки по пику Fe2p. Распределение в валентном спектреаморфного сплава смещено в сторону более высоких энергий связи, которыеотвечаютсвязаннымсостояниям.Увеличенпикврайоне9.5.эВ,соответствующий связанному состоянию аморфного сплава на основе железа.Сдвиг уровня Fe3p составляет 0.3 эВ для отожженного образца и 1.06 дляаморфного. Увеличение энергии связи уровня Fe3s аморфного железа составляет0.45 эВ. Для пика 3p хрома в сплаве FeCrB эта величина меньше и составляет 0.3эВ. Это показывает, что основные изменения при аморфизации происходят вэлектронной структуре атома железа.На Рисунках 3.15 - 3.20 приведены спектры линий хрома и железа сплаваFeCrB в аморфном и кристаллическом состоянии.Рисунок 3.15.
Спектр РФЭС уровня Cr3p104Рисунок 3.16. Спектр РФЭС Fe3p железа армкоРисунок 3.17. Спектр РФЭС уровня Сr3p cплава а-FeCrBРисунок 3.18. Спектр РФЭС Fe3s железа армко105Рисунок 3.19. Спектр РФЭС Fe3p сплава к-FeCrBРисунок 3.20. Спектр РФЭС Fe3s сплава a-FeCrB1063.3. Исследование реакторных сталей3.3.1. Исследование методом УРАФДанная часть работы посвящена исследованию методами позитроннойспектроскопии корпусных сталей, используемых в действующих реакторахВВЭР-440.
В процессе эксплуатации реакторов происходит радиационнаядеградация конструкционных материалов. Основной проблемой продленияресурса реакторов является охрупчивание как самого материала стенки реактора,так и сварных швов между кольцевыми отливками. Проводились обширныеисследования параметров отжига, устраняющих это состояние. В настоящеевремяпредполагается,чтоосновнойпричинойохрупчиванияявляетсяобразование преципитатов меди и фосфора. В последнее время определенырежимы отжига корпусов этих типов реакторов и проведен отжиг корпусов.Дальнейшая эксплуатация отожженных корпусов реакторов и определениевозможностей повторного отжига корпусов требуют проведения дополнительныхисследований состояния материала в отожженном и повторно облученномсостояниях.Материалы атомных реакторов как этого типа, так и разработки западныхфирм, интенсивно исследовались и ранее [135 и др.] Данное исследованиерасширяет диапазон измерения [135] по дозе, приближая ее к реально получаемойконструкционными материалами в процессе эксплуатации.ВрамкахкомплексныемеждународнойисследованияпрограммыматериалакорпусовPRIMAVERAреакторовпроведеныВВЭР-440сиспользованием различных физических методик.
Реактор типа ВВЭР-440 имеетнесколько кольцевых сварных швов. Именно их состояние в настоящее времясчитается наиболее критичным для продолжения эксплуатации реакторов. Ихразмеры предполагают значительную неоднородность свойств (толщина стенки140 мм). Исследования, проведенные в рамках проекта, показали [136], чтохимический состав образцов достаточно постоянен. (Фотоэлектрический анализ107проводился в соответствии со стандартом ГОСТ 18895-97 «Сталь, методфотоэлектрического спектрального анализа» в двух точках и результатыусреднялись).
Измерялись концентрации C, Si, Mn, P, S, Cr, Ni, Mo, Cu и V.Наибольшимизменениямподвергаетсяконцентрацияфосфораимеди.Концентрация фосфора изменяется по глубине от 0.027% до 0.038%. Дляуточнения влияния этих элементов были выбраны модельные сплавы, которыесоответствуют образцам, вырезанным на разной глубине шва. Состав образцовприведен в Таблице 18. Облучение и термическая обработка – в Таблице 19.Таблица 18.Состав исследуемых образцовМаркировка образцовLP1MP1HP1LP2MP2HP2LP3MP3HP3LP4MP4HP4Флюенс ×1018н/cм2(E>0.5 МэВ)00011.312.412.753.163.957.356.659.457.3Содержание P[% весовые]0.0270.0310.0380.0270.0310.0380.0270.0310.0380.0270.0310.038Таблица 19.Маркировка образцовСSiMnPSCrNiMoCuVLP0.040.041.120.0270.0131.420.130.490.160.19MP0.040.391.150.0310.0131.420.130.500.160.18HP0.050.361.090.0380.0141.540.130.510.160.19108Образцы размером 10˟10˟18 мм подвергались облучению в каналахнаблюдателях Ровенской АЭС в 2002-2003 годах с интенсивностью 2˟1012 см-2с-1при температуре 270˚С.
Часть образцов после трехлетнего облучения отжигалисьв режиме, аналогичном отжигу корпуса АЭС, - 475˚С в течение 100 часов. Дляпроведения исследования методом ПАС были вырезаны образцы 10˟10˟1мм.На Рисунках 3.21 – 3.23 приведены угловые спектры образцов.Соотношение пик/фон полученных спектров порядка 200.20000счет в канале18000hp116000hp21400012000hp3100008000hp460004000угол [мрад]20000-30-20-100102030Рисунок 3.21.
Спектры УРАФ образцов с высоким содержанием фосфора12000mp1счет в канале10000mp28000mp36000mp440002000угол [mrad.]0-30-20-100102030Рисунок 3.22. Спектры УРАФ образцов со средним содержанием фосфора10916100lp114100lp212100lp310100lp48100610041002100100-30-20-100102030Рисунок 3.23. Спектры УРАФ образцов с низким содержанием фосфораНа Рисунках 3.24 – 3.26 приведены кривые отношения экспериментальныхспектров УРАФ к спектру чистого железа. Для удобства восприятия произведенаинтерполяция и сглаживание в диапазоне 0 - 30 мрад. В диапазоне 30 - 50 мрадданные экстраполированы с использованием выбранной модели подгонкиэкспериментальных данных.
На графиках отношения хорошо видно, чтоотносительный спектр отожженных образцов качественно отличается отостальных. Они существенно больше единицы, в то время как остальные меньше.Поведение облученных образцов ожидаемо – при увеличении вероятности захватапозитрона дефектами увеличивается вероятность аннигиляции на валентныхэлектронах и уменьшается на остовных и d-электронах [103], что и приводит кнаблюдаемому эффекту.
Спектры отожженных образцов сходны с таковыми длямеди (см. Рисунок 3.2), но меньше по амплитуде.Спектры УРАФ обрабатывались при помощи программы ACARFIT.Таблица 10 демонстрирует, что при увеличении доли позитронов, захватываемыхдефектами типа вакансий, уменьшается вероятность аннигиляции на d-электронахи электронах ионных остовов, что должно приводить к уменьшению счета в110области высоких углов.
Эта тенденция хорошо заметна. Провал в области 20 - 25мрад демонстрирует этот эффект для облученных образцов. Видна корреляция сдозой – увеличение дозы приводит к возрастанию скорости захвата позитроновобъёмными дефектами и увеличению размера одиночного дефекта.1.3lp1/felp2/fe1.2lp3/felp4/fe1.110.90.8угол [мрад.]0.701020304050Рисунок 3.24. Относительный спектр сталей с низким содержанием фосфора.База – чистое железоmp1/fe1.15mp2/fe1.1mp3/fe1.05mp4/fe10.950.90.8505101520253035404550Рисунок 3.25. Относительный спектр сталей со средним содержаниемфосфора. База – чистое железо1111.25hp1/fe1.2hp2/fe1.15hp3/fe1.1hp4/fe1.0510.950.90.850.805101520253035404550Рисунок 3.26. Относительный спектр сталей с высоким содержаниемфосфора.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
