Graduation date: 1997

Die Anwendbarkeit des Master Curve-(MC-)Konzepts zur Charakterisierung des Zähigkeitszustandes bestrahlter Reaktordruck¬behälter-(RDB-)Stähle wurde an drei RDB-Stählen überprüft: IAEA-Referenzstahl 3JRQ57, 1JFL11 (vergleichbar mit 22NiMoCr3-7) sowie russischer WWER-440 Grundwerkstoff KAB-B. In Zugversuchen, Charpy-V-Tests, Risswiderstandskurven nach ASTM E1820 und Master Curve Tests zur Bestimmung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E1921 wurden der unbestrahlte Ausgangszustand, je drei Bestrahlungszustände bis hin zu Neutronenfluenzen von 100∙10^18 n/cm² (E>1MeV) sowie bei 475°C/100h thermisch ausgeheilte Zustände untersucht. Mit zusätzlichen auf dem MC-Konzept basierenden Auswerteverfahren nach SINTAP, multimodalem MC-Ansatz (MML) sowie der Unified Curve erfolgte die Bewertung des Einflusses von Materialinhomogenitäten und möglicher MC-Formänderung bei hohen Fluenzen. Wie erwartet geht Neutronenbestrahlung mit Verfestigung und Duktilitätsabnahme einher, d.h. Härte, Festigkeitskennwerte, Charpy-V-Übergangstemperaturen T28J und T41J sowie T0 steigen mit der Neutronenfluenz, während die Bruchdehnung und Hochlagenzähigkeit abnehmen. Am bestrahlungsempfindlichsten reagiert der Stahl 3JRQ57, gefolgt von KAB-B und 1JFL11. Durch die Ausheilbehandlung von 475°C/100h erholen sich die Werkstoffkennwerte der Zugversuche, Charpy-V-Tests und MC-Versuche auf den jeweiligen unbestrahlten Ausgangszustand. Die technischen Ersatzkennwerte für duktile Rissinitiierung bleiben relativ unbeeinflusst von der Neutronenbestrahlung. Die MC nach ASTM E1921 beschreibt die Bruchzähigkeits-Temperaturverläufe für alle drei RDB-Stähle in allen Bestrahlungs- und Ausheilzuständen gut. Bei den niedrig und mittel bestrahlten Zuständen liegen meist mehr als 5% der KJc(1T)-Werte unterhalb der MC-Kurve für 5% Versagenswahrscheinlichkeit. Die MC beschreibt den hoch bestrahlte Zustand (ca. 100∙10^18 n/cm², E>1MeV) aller drei RDB-Stähle sehr gut, auch für Daten außerhalb des Gültigkeitsbereiches T0±50K, und auch für den bestrahlungsempfindlichen 3JRQ57 mit inhomogenem Gefüge. Die Unified Curve überbewertet den Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die MC-Kurvenform. Eine mögliche Formänderung der MC durch Neutronenbestrahlung konnte bei keinem der drei untersuchten RDB-Stähle nachgewiesen werden.

Thesis (Ph. D.)--University of Texas at Austin, 2008. / Vita. Includes bibliographical references.

Thesis (Ph. D.)--Ohio State University, 2007. / Title from first page of PDF file. Includes bibliographical references (p. 142-153).

Thesis (Ph. D.)--University of Texas at Austin, 2008. / Vita. Includes bibliographical references.

Die Anwendbarkeit des Master Curve-(MC-)Konzepts zur Charakterisierung des Zähigkeitszustandes bestrahlter Reaktordruck¬behälter-(RDB-)Stähle wurde an drei RDB-Stählen überprüft: IAEA-Referenzstahl 3JRQ57, 1JFL11 (vergleichbar mit 22NiMoCr3-7) sowie russischer WWER-440 Grundwerkstoff KAB-B. In Zugversuchen, Charpy-V-Tests, Risswiderstandskurven nach ASTM E1820 und Master Curve Tests zur Bestimmung der Referenztemperatur T0 nach ASTM E1921 wurden der unbestrahlte Ausgangszustand, je drei Bestrahlungszustände bis hin zu Neutronenfluenzen von 100∙10^18 n/cm² (E>1MeV) sowie bei 475°C/100h thermisch ausgeheilte Zustände untersucht. Mit zusätzlichen auf dem MC-Konzept basierenden Auswerteverfahren nach SINTAP, multimodalem MC-Ansatz (MML) sowie der Unified Curve erfolgte die Bewertung des Einflusses von Materialinhomogenitäten und möglicher MC-Formänderung bei hohen Fluenzen. Wie erwartet geht Neutronenbestrahlung mit Verfestigung und Duktilitätsabnahme einher, d.h. Härte, Festigkeitskennwerte, Charpy-V-Übergangstemperaturen T28J und T41J sowie T0 steigen mit der Neutronenfluenz, während die Bruchdehnung und Hochlagenzähigkeit abnehmen. Am bestrahlungsempfindlichsten reagiert der Stahl 3JRQ57, gefolgt von KAB-B und 1JFL11. Durch die Ausheilbehandlung von 475°C/100h erholen sich die Werkstoffkennwerte der Zugversuche, Charpy-V-Tests und MC-Versuche auf den jeweiligen unbestrahlten Ausgangszustand. Die technischen Ersatzkennwerte für duktile Rissinitiierung bleiben relativ unbeeinflusst von der Neutronenbestrahlung. Die MC nach ASTM E1921 beschreibt die Bruchzähigkeits-Temperaturverläufe für alle drei RDB-Stähle in allen Bestrahlungs- und Ausheilzuständen gut. Bei den niedrig und mittel bestrahlten Zuständen liegen meist mehr als 5% der KJc(1T)-Werte unterhalb der MC-Kurve für 5% Versagenswahrscheinlichkeit. Die MC beschreibt den hoch bestrahlte Zustand (ca. 100∙10^18 n/cm², E>1MeV) aller drei RDB-Stähle sehr gut, auch für Daten außerhalb des Gültigkeitsbereiches T0±50K, und auch für den bestrahlungsempfindlichen 3JRQ57 mit inhomogenem Gefüge. Die Unified Curve überbewertet den Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die MC-Kurvenform. Eine mögliche Formänderung der MC durch Neutronenbestrahlung konnte bei keinem der drei untersuchten RDB-Stähle nachgewiesen werden.

<p> Ferritic- Martensitic (F/M) alloys have been used in reactors as cladding steels, wrapper steels. They have Good creep strength, longer lifetimes, less corrosion Powder Metallurgy Hot Isostatic Pressing (PM- HIP) alloys have been suggested as an alternative to be able to improve reactor safety. Gaining a better understanding on how PM-HIP microstructures change under irradiation could make them more viable for widespread use in reactors   </p>

The unique electronic properties of single-walled carbon nanotubes (SWNTs) have sparked interest for using such nanomaterials in the nuclear industry and within radiation detection devices. To explore the application of SWNTs in the nuclear industry, it was first deemed necessary to study how SWNTs respond to the two main types of radiation occurring in nuclear environments, neutrons and gamma rays. SWNT samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor (HFIR) at Oak Ridge National Laboratory with neutrons and gamma rays at incremented lengths of time allowing for multiple fluence intensities to be received by the samples. After irradiation, Raman spectroscopy was used to monitor the damage incurred from neutron and gamma irradiation. It was found that disorder within the SWNT lattice network increased with increasing irradiation intensity. The results indicated that the gamma irradiation was causing the majority of the damage with little to no damage caused by the neutron irradiation. Further investigation showed that the non-linearity of the disorder increase with increasing irradiation intensity was typical of sample doping instead of the expected particle impacts. It was concluded that the gamma irradiation was generating dopants within the SWNTs by the process of water radiolysis. Water vapor trapped between the SWNT film layer and the substrate that the film layer was placed on was identified as the source of the sample dopants. Although unexpected, the results from this experiment have provided insight into a potential gamma radiation detection technique using SWNTs that has never been considered until now. / Master of Science

The overall purpose of this dissertation is to develop a multi-scale framework that can simulate radiation defect accumulation across a broad range of time and length scales in metals. In order to accurately describe defect accumulation in heterogeneous microstructures and under complex irradiation conditions, simulation methods are needed that can explicitly account for the effect of non-homogeneous microstructures on damage accumulation. In this dissertation, an advanced simulation tool called spatially resolved stochastic cluster dynamics (SRSCD) is developed for this purpose. The proposed approach relies on solving spatially resolved coupled rate equations of standard cluster dynamics methods in a kinetic Monte Carlo scheme. Large-scale simulations of radiation damage in polycrystalline materials are enabled through several improvements made to this method, including a pseudo-adaptive meshing scheme for cascade implantation and implementation of this method in a synchronous parallel kinetic Monte Carlo framework. The performance of the SRSCD framework developed in this dissertation is assessed by comparison to other simulation methods such as cluster dynamics and object kinetic Monte Carlo and experimental results including helium desorption from thin films and defect accumulation in neutron-irradiated bulk iron. The computational scaling of the parallel framework is also investigated for several test cases of irradiation conditions. SRSCD is next used to investigate radiation damage in three main types of microstructures, using α-iron as a test material: iron thin films, coarse-grained bulk iron, and nanocrystalline iron. SRSCD is used to investigate the mechanisms involved with defect accumulation in irradiated materials, such as effective diffusivity of helium in thin films and the effect of grain boundary sink strength on defect accumulation in nano-grained metals, and to predict defect populations in irradiated materials for comparison with experiments. Particular emphasis is placed on the role of microstructural features such as free surfaces and grain boundaries in influencing damage accumulation. Finally, the methodology developed in this dissertation is applied in the context of multiscale modeling and experimental design. To complete the multi-scale transition between defect-level behavior and macroscopic material property changes caused by irradiation, the relationship between mechanical loading and radiation damage is investigated. The impact of radiation damage on hardening of irradiated materials is investigated by using the results of SRSCD as inputs into polycrystalline crystal plasticity simulations. This is carried out in bulk iron by fitting hardening models to experimental data from neutron irradiation of iron and then used to predict hardening under irradiation conditions beyond what has already been accomplished in experimental studies. In addition, SRSCD is used to demonstrate the temperature shift required to achieve equivalent damage accumulation in irradiation conditions with significantly differing dose rates, such as in the case of using ion irradiation to simulate damage from neutron irradiation. In this dissertation, the development of SRSCD and its application in a multi-scale framework to predict macroscopic material property changes in metals represents a significant improvement over the state of the art due to improved simulations of defect accumulation and direct upscaling of results into polycrystalline plasticity models. The tools and understanding of defect behavior developed here will allow predictive modeling of metal degradation in reactor-relevant damage environments, including the defected microstructure and macroscopic material property changes due to irradiation.

Les transistors HEMTs (High Electron Mobility Transistors) de la filière GaN sont destinés à des applications dans les domaines militaire et spatial. C’est pourquoi nous avons étudié l’influence de trois types de stress électriques : à canal ouvert, à canal pincé et NGB (Negative Gate Bias), ainsi que l’influence de neutrons thermalisés avec une fluence pouvant aller jusqu’à 1,7.1012 neutrons.cm-2, sur leurs performances électriques dc.Dans un premier temps, nous avons étudié des HEMTs AlInN/GaN de laboratoire. Pour les trois stress, nous avons observé une dégradation due à la création de pièges accepteurs et donneurs au cours des différents stress et à la présence de pièges préexistants. Nous avons ensuite irradié ces composants par des neutrons thermalisés et avons observé une légère dégradation des performances électriques des transistors non stressés et stressés à canal ouvert ou pincé. En revanche, nous avons mis en lumière une légère amélioration pour les transistors ayant subi un stress NGB. Nous avons également irradié des MOS-HEMTs AlInN/GaN et conclu que ceux-ci étaient plus sensibles vis à vis des irradiations.Dans un deuxième temps, nous avons stressé de manière analogue des HEMTs AlGaN/GaN du commerce. Dans le cas du stress à canal ouvert, nous avons observé une diminution importante du courant de drain tandis que pour les stress à canal pincé et NGB le courant de drain augmente légèrement à cause d’une libération de pièges préexistants sous l’action du champ électrique vertical. Lors des irradiations avec des neutrons thermalisés, ces transistors, stressés ou non, subissent là encore des dégradations. / The GaN based HEMTs (High Electron Mobility Transistors) are excellent candidates for military and spatial applications. That’s why we have analysed the influence of three different types of bias stress: on-state stress, off-state stress and NGB (Negative Gate Bias), and the influence of thermalized neutrons with a fluence up to 1.7x1012 neutrons.cm-2, on their dc electrical performances.First, we have studied laboratory AlInN/GaN HEMTs. For the three conditions of stress, we have observed a degradation due to pre-existing traps and to the creation of acceptor and donor traps during the stress. Then, we have irradiated these components with thermalized neutrons and we have found a small degradation of the electrical performances of unstressed and on-state stressed and off-state stressed transistors. On the other hand, we have highlighted a slight improvement for NGB stressed components. We have also irradiated AlInN/GaN MOS-HEMTs and we have concluded that they are more sensible to irradiation.In a second time we have stressed in the same way commercial AlGaN/GaN HEMTs. For the on-state stress, we have observed an important increase in the drain current. However, the drain current increases for the on-state and NGB stressed components due to a release of electrons from pre-existing traps under vertical electrical field. During the irradiation with thermalized neutrons, the unstressed and stressed transistors are degraded and a small decrease in the drain current is visible.