2023_ Конференция "Взаимодействие плазмы с поверхностью (XXVI ; 26-27 января 2023 г ; Москва).

Постоянный URI для этой коллекции

https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/12275

Обзор

Просмотр 2023_ Конференция "Взаимодействие плазмы с поверхностью (XXVI ; 26-27 января 2023 г ; Москва). по Автор "ГАСПАРЯН, М. Ю."

Теперь показываю 1 - 2 из 2
  • Уменьшенное изображение
    Публикация
    Открытый доступ
    АПРОБАЦИЯ ДИАГНОСТИКИ НАКОПЛЕНИЯ ВОДОРОДА В УСТАНОВКЕ ГЛОБУС-М2
    (НИЯУ МИФИ, 2023) РАЗДОБАРИН, А. Г.; ДМИТРИЕВ, А. Д.; ЕЛЕЦ, Д. И.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; НОВОХАЦКИЙ, А. Н.; МИРОШНИКОВ, И. В.; ФИЛИППОВ, С. В.; ГРИШАЕВ, М. Б.; ГАСПАРЯН, М. Ю.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Медведев, Олег Сергеевич; Гришаев, Максим Валерьевич
    Процессы, происходящие в плазме токамака, неразрывно связаны с состоянием поверхности контактирующих с плазмой элементов стенки. Согласно выводам, основанным на текущих исследованиях в токамаках и в лабораторных установках, взаимодействие плазмы со стенкой, в частности, накопление термоядерного топлива будет одними из ключевых факторов, определяющих характеристики проектируемых в настоящее время термоядерных установок [1]. При этом большинство токамаков на сегодняшний день имеет достаточно ограниченный набор диагностик состояния первой стенки и захвата водорода. Обычно, такие исследования ограничиваются контролем баланса напускаемого и откачиваемого газа, а также исследованием образцов-свидетелей или отдельных частей обращенных к плазме элементов (ОПЭ) после длительных экспериментальных кампаний. Для локального дистанционного мониторинга накопления топлива в токамаках следующего поколения, таких как ИТЭР, ТРТ и т. д. рассматривается возможность проведения измерений содержания топлива лазерно-индуцированными методами с использованием масс-спектрометрии (LIA-QMS) и эмиссионной спектроскопии лазерного факела (LIBS).
  • Уменьшенное изображение
    Публикация
    Открытый доступ
    НАСЫЩЕНИЕ ДЕЙТЕРИЕМ ТОНКИХ ПЛЁНОК ВОЛЬФРАМА И АЛЮМИНИЯ ПРИ ВЫСОКОМ ДАВЛЕНИИ
    (НИЯУ МИФИ, 2023) ЕЛЕЦ, Д. И.; ДМИТРИЕВ, А. М.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СНИГИРЕВ, Л. А.; МУХИН, Е. Е.; ВОЙТ, А. П.; ГАБИС, И. Е.; ЕФИМОВ, В. С.; ГАСПАРЯН, М. Ю.; ЕФИМОВ, Н. Е.; Ефимов, Никита Евгеньевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Медведев, Олег Сергеевич; Ефимов, Виталий Сергеевич; Елец, Денис Игоревич
    В современных термоядерных реакторах в качестве топлива будет использоваться дейтерий и тритий. Проблема накопления изотопов водорода в конструкционных материалах реакторах хорошо известна. Особое внимание уделяют тритию, нормы содержания которого регламентируются для безопасной работы на установках. Для реактора ITER санитарными нормами устанавливается предел содержания трития порядка 700 г с учётом погрешности диагностики его содержания 30%. Из-за высоких энергетических нагрузок процессе работы реактора неизбежно будет происходить переосаждение конструкционных материалов: бериллия, вольфрама и др. На сегодня известно, что основная часть топлива будет накапливаться именно в переосаждённых слоях. Все эти факторы влияют на формирование технических требований к системе анализа количества изотопов водорода, накопленного внутри реактора.