(НИЯУ МИФИ, 2023) ДМИТРИЕВ, А. М.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СНИГИРЕВ, Л. А.; ЕЛЕЦ, Д. И.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; БУКРЕЕВ, И. М.; ЧЕРНАКОВ, А. П.; МУХИН, Е. Е.; ТОЛСТЯКОВ, С. Ю.; КУПРИЯНОВ, И. Б.; БУХОВЕЦ, В. Л.; ГОРОДЕЦКИЙ, А. Е.; МАРКИН, А. В.; ЗАЛАВУТДИНОВ, Р. Х.; Елец, Денис Игоревич; Медведев, Олег Сергеевич
Бериллий является перспективным материалом первой стенки перспективных термоядерных установок, таких как ИТЭР и ТРТ [1]. Площадь бериллиевой облицовки в ИТЭР составляет около 680 м2. На облицовку будут воздействовать высокие тепловые нагрузки, транзиентные плазменные нагрузки (ELM-ы, срывы плазмы), а также высокие потоки ионизирующего излучения [2]. Комбинация данных нагрузок будет приводить к деградации поверхности и структуры бериллиевой облицовки, переосаждению приповерхностных слоев и накоплению в переосажденных слоях термоядерного топлива [3]. Осаждение материалов, состоящих из продуктов эрозии материалов первой стенки (в основном – бериллий и вольфрам может оказать существенное влияние на параметры оптических компонентов, расположенных вблизи первой стенки. По причине высокой токсичности бериллия значительное количество исследований по накоплению изотопов водорода и влиянию осаждений на параметры обращенных к плазме оптических компонентов проводятся с использованием модельных материалов [4, 5]. Тем не менее, несомненно, важной является возможность проведения лабораторных исследований бериллийсодержащих пленочных осаждений и их взаимодействия с другими материалами внутривакуумных компонентов токамаков ИТЭР и ТРТ.