Репозиторий НИЯУ МИФИ
Репозиторий предоставляет доступ к научным публикациям, монографиям, учебным изданиям и другим материалам авторов Национального исследовательского ядерного университета МИФИ:
- Материалы конференций, статьи из научных журналов, авторефераты диссертаций.
- Монографии, патенты, учебные издания.
- Публикации о НИЯУ МИФИ в СМИ и др.
Сопровождение репозитория ведёт центр информационно-библиотечного обеспечения учебно-научной деятельности:
- library@mephi.ru
- http://library.mephi.ru
- НИЯУ МИФИ, 115409, Москва, Каширское ш., 31

Разделы
Выберите раздел, чтобы просмотреть его коллекции.
Теперь показываю 1 - 10 из 10
Диссертации / Выпускные квалификационные работы Институты / Факультеты / Филиалы Конференции / Научные семинары Монографии / Главы монографий / Учебные издания Научные группы / Коллаборации Научные журналы НИЯУ МИФИ Научные публикации / Препринты Образовательные материалы / Видеолекции Патенты / Авторские свидетельства Хроника Университета и упоминания в СМИ
Последние материалы
Публикация
Открытый доступ
ОСАЖДЕНИЕ ПЛЕНОК И ИХ УДАЛЕНИЕ В ЩЕЛЯХ И ЗАТЕНЕННЫХ ОТ ПЛАЗМЫ ОБЛАСТЯХ В ПРИСУТСТВИИ ВЧ-ПОЛЕЙ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ГУТОРОВ, К. М.; ВИЗГАЛОВ, И. В.; ПОДОЛЯКО, Ф. С.; СОРОКИН, И. А.; Сорокин, Иван Александрович; Гуторов, Константин Михайлович; Подоляко, Федор Сергеевич
Осаждение примесей внутри камеры термоядерной установки нежелательно по нескольким причинам: это изменение свойств поверхности при напылении на нее пленок, эрозия осажденных слоев с образованием пыли, повышенный захват изотопов водорода в осажденных слоях. Часто наблюдается осаждение примесей в щелях и теневых областях первой стенки, в том числе под элементами облицовки, в технологических зазорах и т.д. Такие примеси очень сложно определять и анализировать, также затруднена и очистка подобных участков. Стимулировать повышенное накопление примесей может присутствие ВЧ полей, появляющихся в результате особенностей протекания токов в плазме [1] или генерируемых антеннами для нагрева плазмы, использующимися во многих токамаках.
Публикация
Открытый доступ
МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ВОДОРОДА С ВОЛЬФРАМОМ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ДЕГТЯРЕНКО, Н. Н.; ПИСАРЕВ, А. А.; Дегтяренко, Николай Николаевич; Писарев, Александр Александрович
Взаимодействие водорода с твердым телом представляет большой интерес с точки зрения разнообразных технологических приложений. В частности, поведение трития в вольфраме активно исследуется применительно к строительству международного токамака-реактора ИТЭР. Результаты экспериментальных исследований часто не могут быть объяснены в рамках существующих представлений. Поэтому требуется теоретическое исследование различных аспектов взаимодействия водорода с вольфрамом, в том числе таких вопросов, как состояние водорода на поверхности и в объеме, в том числе в присутствии дефектов. Активно обсуждаются вопросы кластерообразования, активационных барьеров и энергий связи, возможности захвата нескольких атомов в одну вакансию и другие вопросы. Адекватным методом получения этих данных является квантово-механическое моделирование в приближении теории функционала плотности (DFT). Этому направлению посвящено значительное количество работ [1-4], выполненных разными методами. Для составления достаточно полной картины необходимо выполнение расчетов в рамках одного приближения. Этому и посвящена данная работа.
Публикация
Открытый доступ
COMPARISON OF DEUTERIUM RETENTION IN TUNGSTEN PRE-DAMAGED WITH ENERGETIC ELECTRONS, SELF-IONS AND NEUTRONS
(НИЯУ МИФИ, 2015) OGORODNIKOVA, O. V.; GANN, V.; ZIBROV, M.; GASPARYAN, Yu.; EFIMOV, V.; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Огородникова, Ольга Вячеславовна
Due to high melting temperature, low erosion yield and low retention of hydrogen isotopes, tungsten (W) is used as plasma-facing materials in present tokamaks as ASDEX Upgrade (AUG) [1] and JET [2] and selected to be used in future fusion devices as material facing to the plasma [3,4]. In previous works it was shown that pre-irradiation with self-ions [5-8] and with neutrons at high-flux isotope reactor (HFIR) [9,10] significantly increases the deuterium (D) retention in W. In the present work, we investigate the D retention in W in dependence on the pre-irradiation with different species. The objective of this work is to compare the deuterium retention in tungsten pre-damaged with electrons (e), ions and neutrons. Self-ion irradiation was performed at IPP (Garching) with 20 MeV W ions, e-beam irradiation at MEPhI (Moscow) with 3.5 MeV e-, and neutron irradiation at Oak Ridge National Laboratory in highflux isotope reactor (HFIR) [10]. After pre-damaging, specimens were exposed to deuterium plasma in well-defined laboratory conditions.
Публикация
Открытый доступ
ТРАНСПОРТ ВОДОРОДА ЧЕРЕЗ ОКСИДИРОВАННУЮ ПОВЕРХНОСТЬ МЕТАЛЛОВ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ АТОМАМИ И ИОННОМ ОБЛУЧЕНИИ
(НИЯУ МИФИ, 2015) БЕГРАМБЕКОВ, Л. Б.; ВЕРГАЗОВ, С. В.; ДВОЙЧЕНКОВА, О. А.; ЕВСИН, А. Е.; КАПЛЕВСКИЙ, А. С.; САДОВСКИЙ, Я. А.; Садовский, Ярослав Алексеевич; Беграмбеков, Леон Богданович; Евсин, Арсений Евгеньевич
Газообменные свойства оксидных поверхностных слоёв значительно меняются при облучении атомами водорода или ионами водородной плазмы, в частности, если поступление кислорода на облучаемую поверхность сопровождает такое облучение.
Публикация
Открытый доступ
ЭРОЗИЯ МЕТАЛЛА ПРИ ВОЗДЕЙСТВИИ ПЛАЗМЕННЫХ ПОТОКОВ, ХАРАКТЕРНЫХ ДЛЯ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ ИТЭР
(НИЯУ МИФИ, 2015) МАРТЫНЕНКО, Ю. В.; Мартыненко, Юрий Владимирович
Эрозия дивертора токамака ИТЭР является ключевой проблемой ИТЭР. Тепловая нагрузка на дивертор ИТЭР во время ЭЛМов Q = 0.2 – 5 МДж/м2 за время t = 0.1 – 1 мс, а при срывах плазмы Q = 10 – 100 МДж/м2 за время t = 1 – 10 мс [1, 2]. Помимо растрескивания и хрупкого разрушения материалов, изученных в [3], перенос расплавленного материала с одного места на другое является опасным видом эрозии, так как приводит к утончению облицовочного покрытия (рис. 1). Этот процесс приводит к наиболее сильной эрозии материала, на порядок превышающей капельную эрозию. В то же время капельная эрозия – основной механизм уноса материала. Быстрое перемещение расплавленного слоя металла (до ~10 м/с) происходит уже при температурах, немного превышающих температуру плавления [4], что за такой перенос расплава ответственны гидродинамические процессы. В то же время градиент давления плазмы [5] электродинамические силы [6] слишком малы для объяснения таких скоростей переноса. Здесь будет показано, что движение плазменного потока с давлением P > 1 атм над расплавленным слоем металла является причиной быстрого движения расплава и капельной эрозии. Причем даже при меньших давлениях первичной налетающей плазмы, возникает более плотная экранирующая плазма с меньшей температурой и большим давлением, которая может быть причиной движения расплава и капельной эрозии.