Radioactive xenon gas is a fission product released in the detonation of nuclear devices that can be detected in atmospheric samples far from the detonation site. In order to improve the capabilities of radioxenon detection systems, this work produces [beta-gamma] coincidence spectra of individual isotopes of radioxenon. Previous methods of radioxenon production consisted of the removal of mixed isotope samples of radioxenon gas released from fission of contained fissile materials such as ²³⁵U. In order to produce individual samples of the gas, isotopically enriched stable xenon gas is irradiated with neutrons. The detection of the individual isotopes is also modeled using Monte Carlo simulations to produce spectra. The experiment shows that samples of [superscript 131m]Xe, ¹³³Xe, and ¹³⁵Xe with a purity greater than 99% can be produced, and that a sample of [superscript 133m]Xe can be produced with a relatively low amount of ¹³³Xe background. These spectra are compared to models and used as essential library data for the Spectral Deconvolution Analysis Tool (SDAT) to analyze atmospheric samples of radioxenon for evidence of nuclear events. / text

La sécurité des installations nucléaires est constamment un souci majeur lors de leur exploitation, mais aussi lors de la conception de nouveaux réacteurs. Leurs durées de vie est limitée à cause des changements de comportement mécanique de leurs composants métalliques (principalement la cuve du réacteur mais aussi ses composants internes), qui sont accélérés ou induits par l’irradiation de neutrons. Une prédiction quantitative précise de ces changements, en fonction de la composition des matériaux et des conditions d'irradiation, est par conséquent un objectif de première importance pour la science des matériaux nucléaires. La modélisation est, de nos jours, considérée comme un complément vital aux approches expérimentales, avec l'objectif d’apporter une meilleure compréhension des processus physiques et chimiques qui se produisent dans les matériaux métalliques sous irradiation de neutrons.<p><p>La modélisation des effets de l'irradiation de neutrons dans les aciers est par nature un problème multi-échelle. Le point de départ est la simulation des cascades de collisions atomiques initiées par les neutrons à hautes énergies qui pénètrent dans le matériau, créant ainsi des défauts ponctuels mobiles. Différents modèles physiques, considérant des échelles de temps et de longueur croissantes, doivent être développés afin de convenablement tenir en compte de tous les différents processus qui provoquent des changements de comportement macroscopique, à cause de la présence de ces défauts ponctuels mobiles. En outre, des liens entre les différents modèles doivent être créés, parce que les prédictions de chacun d'entre eux doivent servir de paramètres d'entrée pour les modèles qui travaillent aux échelles supérieures. Dans cette thèse, un tel lien est créé entre le niveau atomique et les modèles à gros-grains, en développant un nouvel algorithme Monte-Carlo cinétique atomistique (MCCA), où le matériau est décrit comme une collection d'atomes occupant des sites cristallographiques réguliers. Le processus simulé est dès lors naturellement décomposé en séries d'évènements élémentaires activés thermiquement, correspondant à la migration des défauts ponctuels (lacunes ou interstitiels) vers des positions de proches voisins, qui sont en permanence en compétition en fonction de leurs fréquences d'occurrences respectives. Ces dernières sont calculées en fonction des énergies de migrations, qui sont elles-mêmes calculées avec peu d'approximations par une méthode qui prend en compte tous les effets de la relaxation statique et des interactions chimiques à longue portée. Le nouvel algorithme MCCA est par conséquent un modèle physique, entièrement basé sur un potentiel inter-atomique approprié qui est utilisé de la manière la plus complète possible, sans définir de paramètres empiriques qui devraient être, par exemple, fittés depuis des données expérimentales. Finalement, l'algorithme est accéléré de plusieurs ordres de grandeur en utilisant des réseaux de neurones artificiels (RNA), entraînés à prédire les énergies de migrations des défauts ponctuels en fonction de leur environnement atomique local.<p><p>Le nouvel algorithme MCCA est utilisé avec succès pour simuler des expériences de recuits (pour lesquels une seule lacune doit être introduite dans la boîte), afin de valider le modèle grâce à une comparaison directe de ses prédictions avec des résultats expérimentaux trouvés dans la littérature. Une comparaison très satisfaisante est accomplie pour deux alliages modèles importants pour la science des matériaux nucléaires. Dans les deux cas, l'évolution avec le temps de recuit du rayon moyen des précipités formés, ainsi que de leur densité, est en très bonne adéquation avec les mesures expérimentales trouvées dans la littérature, contrairement à ce que d'autres auteurs avaient jusqu’à présent réussi. Ensuite, l'algorithme est généralisé avec succès afin de permettre l'introduction d'un grand nombre de lacunes, ce qui est un des deux ingrédients nécessaires pour la simulation des effets de l'irradiation de neutrons dans les métaux. Cet accomplissement permet la simulation de processus longs et complexes, par exemple le calcul de coefficients de diffusions et temps de vies d'amats de cuivre-lacunes, qui sont des paramètres d'entrée nécessaires pour des modèles de simulation à gros-grains. Finalement, des preuves convaincantes sont apportées que l'algorithme MCCA peut être, dans un futur proche, généralisé d'avantage et permettre la prise en compte des interstitiels, ouvrant ainsi la voie vers la simulation de cycles complets d'irradiation.<p> / Doctorat en Sciences / info:eu-repo/semantics/nonPublished

Ferritisch/martensitische Cr-Stähle und deren oxiddispersionsverfestigte Varianten gehören zu den potenziellen Konstruktionswerkstoffen für Komponenten zukünftiger kerntechnischer Einrichtungen, wie z. B. Fusionsreaktoren und Spaltreaktoren der IV. Generation, die Strahlungsfeldern mit hohem Neutronenfluss ausgesetzt sind. Ein Hauptproblem dieser Materialgruppen ist das Auftreten des Spröd-duktil-Übergangs und dessen maßgeblich durch die Strahlenhärtung verursachte Verschiebung zu höheren Temperaturen. In der vorliegenden Arbeit wird das Bestrahlungsverhalten von binären Fe-Cr-Modelllegierungen untersucht, die ein vereinfachtes Modell für ferritisch/martensitische Cr-Stähle darstellen. Dabei werden Bestrahlungen mit Eisenionen zur Simulation der durch Neutronen hervorgerufenen Schädigung verwendet. Die auf wenige Mikrometer begrenzte Eindringtiefe der Ionen macht es erforderlich, dass für dünne Schichten geeignete Charakterisierungsmethoden eingesetzt werden. Im Rahmen dieser Arbeit sind das Nanohärtemessungen und Transmissionselektronenmikroskopie (TEM). Im Ergebnis liegen die bestrahlungsinduzierte Härteänderung der Schicht in Abhängigkeit von Chromgehalt, Bestrahlungsfluenz und –temperatur sowie, für ausgewählte Zustände, quantitative TEM-Analysen vor. Zusammen mit begleitenden Ergebnissen von Neutronenkleinwinkelstreuexperimenten an neutronenbestrahlten Proben der gleichen Werkstoffe ermöglichen sie die Identifizierung von bestrahlungsinduzierten Versetzungsringen und nm-großen α’-Ausscheidungen als Quellen der Strahlenhärtung. Im Rahmen eines vereinfachten Modells, das auf Orowan zurückgeht, werden die Hindernisstärken dieser Gitterbaufehler für das Gleiten von Versetzungen abgeschätzt. Darauf aufbauend erfolgt ausblickartig eine Erweiterung des Untersuchungsgegenstands auf komplexere Situationen hinsichtlich der Bestrahlungsbedingungen und des Werkstoffs. Durch das Einbeziehen simultaner und sequentieller Bestrahlungen mit Eisen- und Heliumionen kann gezeigt werden, dass der Effekt von Helium auf die Strahlenhärtung von der Bestrahlungsreihenfolge abhängt und dass der simultane Eintrag fusionsrelevanter Mengen von Helium zu einer Verstärkung der Strahlenhärtung führt, die auf einem synergistischen Effekt beruht. Für Cr-Stähle mit 9 % Cr und deren oxiddispersionsverfestigte Varianten wird kein grundlegend anderes Bestrahlungsverhalten beobachtet als für binäres Fe-9at%Cr. Es gibt jedoch Hinweise, dass Oxid-dispersionsverfestigung die Strahlenhärtung unter bestimmten Bedingungen reduzieren kann. Im Ergebnis der Arbeit zeigt sich, dass Ionenbestrahlungen in Kombination mit Nanohärtemessungen zu einem vertiefenden Verständnis der Strahlenhärtung in Werkstoffen auf Fe-Cr-Basis sowie zu einer effektiven Materialvorauswahl beitragen können. Voraussetzung ist, dass der Eindruckgrößeneffekt und der Substrateffekt auf geeignete Weise in Rechnung gestellt werden.

<p> This dissertation describes the recent advancements in micromechanical testing that inform how deformation mechanisms in austenitic stainless steels (SS) are affected by the presence of irradiation-induced defects. Austenitic SS is one of the most widely utilized structural alloys in nuclear energy systems, but the role of irradiation on its underlying mechanisms of mechanical deformation remains poorly understood. Now, recent advancement of microscale mechanical testing in a scanning electron microscope (SEM), coupled with site-specific transmission electron microscopy (TEM), enables us to precisely determine deformation mechanisms as a function of plastic strain and grain orientation.</p> <p> </p> <p>We focus on AISI 304L SSs irradiated in EBR-II to ~1-28 displacements per atom (dpa) at ~415 °C and contains ~0.2-8 atomic parts per million (appm) He amounting to ~0.2-2.8% swelling. A portion of the specimen is laser welded in a hot cell; the laser weld heat affected zone (HAZ) is studied and considered to have undergone post-irradiation annealing (PIA). An archival, virgin specimen is also studied as a control. We conduct nanoindentation, then prepare TEM lamellae from the indent plastic zone. In the 3 appm He condition, TEM investigation reveals nucleation of deformation-induced <i>α</i>’ martensite in the irradiated specimen, and metastable <i>ε</i> martensite in the PIA specimen. Meanwhile, the unirradiated control specimen exhibits evidence only of dislocation slip and twinning; this is unsurprising given that alternative deformation mechanisms such as twinning and martensitic transformation are typically observed only near cryogenic temperatures in austenitic SS. Surface area of irradiation-produced cavities contribute enough free energy to accommodate the martensitic transformation. The lower population of cavities in the PIA material enables metastable <i>ε</i> martensite formation, while the higher cavity number density in the irradiated material causes direct <i>α</i>’ martensite formation. In the 0.2 appm He condition, SEM-based micropillar compression tests confirm nanoindentation results. A deformation transition map with corresponding criteria has been proposed for tailoring the plasticity of irradiated steels. Irradiation damage could enable fundamental, mechanistic studies of deformation mechanisms that are typically only accessible at extremely low temperatures. </p>

A series of experiments was performed with the Texas A&M University Nuclear Science Center Reactor (NSCR) to verify ²³⁵U delayed neutron emission rates. A custom device was created to accurately measure a sample's pneumatic flight time and the Nuclear Science Center's (NSC's) pneumatic transfer system (PTS) was redesigned to reduce a sample's pneumatic flight time from over 1,600 milliseconds to less than 450 milliseconds. Four saturation irradiations were performed at reactor powers of 100 and 200 kW for 300 seconds and one burst irradiation was performed using a $1.61 pulse producing 19.11 MW-s of energy. Experimental results agreed extremely well with those of Keepin. By comparing the first ten seconds of collected data, the first saturation irradiation deviated ~1.869% with a dead time of 2 microseconds, while the burst irradiation deviated ~0.303% with a dead time of 5 microseconds. Saturation irradiations one, three and four were normalized to the initial count rate of saturation irradiation two to determine the system reproducibility, and deviated ~0.449%, ~0.343% and ~0.389%, respectively.

L’alliage d’aluminium 6061-T6 a été choisi comme matériau de structure du casier et du caisson du cœur de réacteur Jules Horowitz (RJH). Transparent aux neutrons, il doit ses bonnes propriétés mécaniques à la précipitation de fines aiguilles nanométriques appelées béta'' contenant Mg et Si et à la présence de dispersoïdes Al(Cr,Fe,Mn)Si jouant un rôle important dans la résistance à la recristallisation. Le caisson et le casier seront soumis à de forts flux neutroniques à une température avoisinant les 50°C. L’objectif de cette thèse est d’étudier les évolutions microstructurales de l’alliage sous irradiation et plus particulièrement la stabilité des précipités. Pour cela, des études analytiques par irradiations in-situ et ex-situ aux électrons et aux ions à température ambiante et forte dose ont été réalisées ainsi qu’une étude du comportement des précipités sous irradiations aux neutrons à faible dose. La caractérisation fine des précipités par Microscopie Electronique en Transmission a montré que les dispersoïdes sont stables sous irradiation, cependant ils présentent une structure cœur/coquille avec un cœur riche en (Fe, Mn) et une coquille riche en Cr qui s’accentue sous irradiation par accélération de la diffusion. En revanche, les nano-phases type béta’’ sont déstabilisées par l’irradiation. Elles sont dissoutes par irradiation aux ions au profit de l’apparition d’amas riches en Mg, Si, Al, Cu et Cr participant à l’augmentation du durcissement de l’alliage, tandis qu’elles tendent à se transformer en précipités cubiques sous irradiation aux neutrons. / The 6061-T6 Aluminium alloy, whose microstructure contains Al(Fe,Mn,Cr)Si dispersoids and hardening needle-shaped beta” precipitates (Mg, Si), has been chosen as the structural material for the core vessel of the Material Testing Jules Horowitz Nuclear Reactor. Because it will be submitted to high neutron fluxes at a temperature around 50°C, it is necessary to study microstructural evolutions induced by irradiation and especially the stability of the second phase particles. In this work, analytical studies by in-situ and ex-situ electron and ion irradiations have been performed, as well as a study under neutron irradiation. The precipitates characterization by Transmission Electron Microscopy demonstrates that Al(Fe,Mn,Cr)Si dispersoids are driven under irradiation towards their equilibrium configuration, consisting of a core/shell structure, enhanced by irradiation, with a (Fe, Mn) enriched core surrounded by a Cr-enriched shell. In contrast, the (Mg,Si) beta” precipitates are destabilized by irradiation. They dissolve under ion irradiation in favor of a new precipitation of (Mg,Si,Cu,Cr,Al) rich clusters resulting in an increase of the alloy’s hardness. beta’’ precipitates tend towards a transformation to cubic precipitates under neutron irradiation.

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One of prominent issues related to failures in nuclear power components is attributed to material degradation due the aggressive environment conditions, and mechanical stresses. For instance, reactor core support components, such as fuel claddings, are under prolonged exposure to an intense neutron field from the fission of fuel and operate at elevated temperature under fatigue loadings caused by start up, shut down, and unscheduled emergency shut down. Additionally, exposure to highluence neutron radiation can lead to microscopic defects that result in material hardening and embrittlement, which significantly affects the physical and mechanical properties of the materials, resulting in further reduction in fatigue life of reactor structural components. The effects of fatigue damage on material deterioration can be further exacerbated by the presence of thermal loading, hold-time, and high-temperature water coolant environments. In this study, uniaxial fatigue models were used to predict fatigue behavior based only on simple monotonic properties including ultimate tensile strength and Brinell hardness. Two existing models, the Bäumel Seeger uniform material law and the Roessle Fatemi hardness method, were employed and extended to include the effects of test temperature, neutron irradiation fluence, irradiation induced helium and irradiation induced swellings on fatigue life of austenitic stainless steels. Furthermore, a methodology to estimate fatigue crack length using a strip-yield based model is presented. This methodology is also extended to address the effect of creep deformation in a presence of hold- times, and expanded to include the effects of irradiation and water environment. Reasonable fatigue life predictions and crack growth estimations are obtained for irradiated austenitic stainless steels types 304, 304L, and 316, when compared to the experimental data available in the literature. Lastly, a failure analysis methodology of a mixer unit shaft made of AISI 304 stainless steel is also presented using a conventional 14-step failure analysis approach. The primary mode of failure is identified to be intergranular stress cracking at the heat affected zones. A means of circumventing this type of failure in the future is presented.

Объектом исследования являются образцы из сплава Э125 (Zr – 2,5 масс. % Nb), вырезанных из канала системы управления и защиты (СУЗ), после эксплуатации в реакторе энергоблока Смоленской АЭС в течение 36 лет. Методами металлографического анализа, испытаний на трещиностойкость и растяжением кольцевых образцов, сканирующей электронной микроскопии с дифракцией отражённых электронов и определения содержания водорода, были проведены исследования образцов после эксплуатации в энергетическом реакторе. Определены кратковременные механические свойства и характеристики трещиностойкости образцов при комнатной и температуре 100 °С. Изучена микроструктура, фазовый состав и состояние поверхности образцов канала СУЗ. Определено содержание водорода в образцах из зоны термического влияния электроннолучевого сварного соединения. / The object of the study is samples of alloy E125 (Zr – 2,5 mass. % Nb), cut from the channel of the control and protection system, after operation in the reactor of the power unit of the Smolensk NPP for 36 years. Methods of metallographic analysis, tests for fracture toughness and tensile tests of ring samples, scanning electron microscopy with reflected electron diffraction and determination of hydrogen content were used to study the samples after operation in a power reactor. The short-term mechanical properties and characteristics of the crack resistance of the samples at room temperature and 100 ° C were determined. The microstructure, phase composition and state of the surface of the CPS channel samples have been studied. The hydrogen content in the samples from the heat-affected zone of the electron-beam welded joint was determined.

Цель работы – установление влияния нейтронного облучения на стабильность структуры и фазового состояния ферритно-мартенситной стали ЭП823. Данная работа посвящена анализу влияния нейтронного облучения на фазовые и структурные составляющие стали. Исследования проводились на образцах оболочек твэлов, облученных в составе материаловедческой сборки в реакторе БН-600 при температурах 570, 600, 660 ˚С до повреждающих доз 51,3, 75,1 и 81,1 сна. Определялись методами металлографии и стереометрического анализа характеристики структурных составляющих, вторичных фаз, образовавшихся в процессе облучения, оценивались характеристики радиационной пористости, плотность дислокаций. Исследования были выполнены на сканирующем электронном микроскопе MIRA3 FEG-SEM, оснащенном детекторами вторичных и отраженных электронов и приставкой энергодисперсионного анализа характеристического рентгеновского излучения x-Act 6 фирмы Oxford Instruments. Так же проводились исследования на просвечивающем электронном микроскопе фирмы JEM-2000EX при ускоряющем напряжении 100 кВ в просвечивающем режиме. Количественная обработка изображений для получения размерных характеристик выделений проводилась с использованием программного обеспечения «Цифровая фотолаборатория SIAMS Photolab», а также при помощи программного обеспечения сканирующего электронного микроскопа MIRE3 FEG-SEM. Проведенное исследование стали Х12НМВБФСР в исходном состоянии показало, что ее структура состоит из мартенсита, остаточного феррита, крупных карбидов на основе Nb и по границам ферритных зерен и мартенситных реек, образуются карбиды типа М23С6. После нейтронного облучения содержание карбидов типа М23С6 увеличивается, в зернах феррита образуется χ-фаза, у которой с повышением температуры облучения понижается концентрация и увеличивается в размерах, по границам обнаружена мелкодисперсная α-фаза, обогащенная хромом, которая при повышенных температурах исчезает, так же по границам зерен мартенсита наблюдается небольшое количество радиационных пор. Прошедшие изменения микроструктуры под воздействием нейтронного облучения не привели к существенным изменениям механических свойств. / The aim of the work is to establish the effect of neutron irradiation on the stability of the structure and phase state of the EP823 ferrite-martensitic steel. This work is devoted to the analysis of the effect of neutron irradiation on the phase and structural components of steel. The studies were carried out on samples of fuel rod shells irradiated as part of a materials science assembly in the BN-600 reactor at temperatures of 570, 600, 660 ℃ to damaging doses of 51.3, 75.1, and 81.1 dpa. The characteristics of structural components and secondary phases formed during irradiation were determined by metallography and stereometric analysis, and the characteristics of radiation porosity and dislocation density were evaluated. The studies were performed using a MIRA3 FEG-SEM scanning electron microscope equipped with secondary and reflected electron detectors and an x-Act 6 energy dispersive analysis of characteristic X-ray radiation from Oxford Instruments. Studies were also carried out on a transmission electron microscope of the JEM-2000EX company at an accelerating voltage of 100 kV in the transmission mode. Quantitative image processing to obtain the dimensional characteristics of the secretions was carried out using the software "Digital Photo Laboratory SIAMS Photolab", as well as using the software of the scanning electron microscope MIRE3 FEG-SEM. The study of steel X12NMVBFSR in the initial state showed that its structure consists of martensite, residual ferrite, large carbides based on Nb and along the boundaries of ferritic grains and martensitic rails, carbides of the M23C6 type are formed. After neutron irradiation, the content of carbides of the M23C6 type increases, a χ-phase is formed in the ferrite grains, in which the concentration decreases and increases in size with an increase in the irradiation temperature, a fine alpha-phase enriched in chromium is found along the boundaries, which disappears at elevated temperatures, as well as a small number of radiation pores are observed along the boundaries of martensite grains. The past changes in the microstructure under the influence of neutron irradiation did not lead to significant changes in the mechanical properties.