2015_Конференция "Взаимодействие плазмы с поверхностью (XVIII; 5-6 февраля 2015 г. ; Москва)

Постоянный URI для этой коллекции

https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/12267

Обзор

Теперь показываю 1 - 20 из 22

Открытый доступ
01_Материалы XVIII конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»
(НИЯУ МИФИ, 2015)
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.
Открытый доступ
He CLUSTER DYNAMICS IN TUNGSTEN IN THE PRESENCE OF CLUSTER INDUCED FORMATION OF He TRAPS
(НИЯУ МИФИ, 2015) KRASHENINNIKOV, S. I.; SMIRNOV, R. D.
Experiments with the irradiation of Tungsten by He ions with the energies below the sputtering threshold reveal both strong modification of surface morphology (e.g. fuzz growth, at the temperature of the sample T above ~1000 K) and formation of a layer of He nano-bubbles in the near-surface region (at T below 1000 K) [1-3]. In Ref. 4 the dynamics of the formation of the layer of He nano-bubbles in the near-surface region was considered both analytically and numerically. Two different mechanisms of bubble formation were analyzed: i) bubble nucleation caused by the self-trapping of He atoms accompanied by the formation of immobile He clusters and following trap mutation and bubble growth, and ii) absorption of He atoms by existing immobile traps (e.g. associated with impurities) and following trap mutation and bubble growth. It was shown that both mechanisms of bubble nucleation result in the formation of a plug of large, immobile helium clusters. These clusters serve as a plug, which is the dominant reaction sink for He atoms that prevents further penetration of the helium and decreases its concentration. With time, the front boundary of the plug effectively moves toward the surface leading to the formation of the layer of nano-bubbles. This physical picture is, in a ballpark, consistent with available experimental data (e.g. see Ref. 3). However, for the case of the nucleation of bubbles via He self-trapping, theoretical estimates of the thickness of the layer of nano-bubbles for experimental relevant He flux, appears to be somewhat larger than that seen in experiments. For the case of bubble nucleation through existing traps, the width of the layer should depend of the concentration of existing traps, while experimental data seem to suggest that the purity of the sample (which, probably, alter the concentration of existing traps) does not change much the thickness of the nano-bubble layer. As we see, it seems that some important ingredient, affecting the width of the layer of nano-bubbles, is missed on our model, which, otherwise, gives quite consistent physical picture of the formation of nano-bubble layer.
Открытый доступ
АЗОТИРОВАНИЕ ТИТАНОВОГО СПЛАВА ВТ-23 В АНОМАЛЬНОМ ТЛЕЮЩЕМ РАЗРЯДЕ
(НИЯУ МИФИ, 2015) БОРИСЮК, Ю. В.; ОРЕШНИКОВА, Н. М.; ХОДАЧЕНКО, Г. В.; ТУМАРКИН, А. В.; БЕРДНИКОВА, М. М.; ПИСАРЕВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Тумаркин, Александр Владимирович; Бердникова, Мария Михайловна
Титан и его сплавы широко используются в промышленности и медицине благодаря таким своим свойствам, как малый удельный вес, высокая коррозионная стойкость и биологическая совместимость. Однако невысокая твердость, а соответственно, и низкая износостойкость этих материалов являются одной из причин, ограничивающих их более широкое применение. В большинстве случаев достаточно повысить твердость не всей детали, а лишь ее поверхности.
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ГЕЛИЕВОЙ ПРИМЕСИ НА ОБМЕН ИЗОТОПОВ ВОДОРОДА В ВОЛЬФРАМЕ ПРИ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНОМ ОБЛУЧЕНИИ ДЕЙТЕРИЕВОЙ И ПРОТИЙ-ГЕЛИЕВОЙ ПЛАЗМОЙ
(НИЯУ МИФИ, 2015) БОБЫРЬ, Н. П.; АЛИМОВ, В. Х.; ХРИПУНОВ, Б. И.; СПИЦЫН, А. В.; ГОЛУБЕВА, А. В.; МАЙЕР, М.
Уменьшение накопления трития в материалах термоядерных реакторов является на сегодняшний день одним из основных требований к материалам, контактирующим с термоядерной плазмой [1, 2]. Благодаря таким качествам, как высокая температура плавления и высокая пороговая энергия физического распыления, вольфрам (W) является наиболее перспективным материалом для использования в качестве контактирующих с плазмой элементов дивертора. В процессе горения термоядерной плазмы вольфрам будет облучаться интенсивными потоками дейтерия и трития, а также ионами гелия энергией 3,5 МэВ и нейтронами энергией 14,1 МэВ, возникающими в результате D—T-термоядерной реакции. Имеющиеся данные [3, 4] указывают на то, что накопление изотопов водорода в вольфрамовых материалах, облученных водородной плазмой с высоким значением потока ионов, может достигать значения около 1022 ат./м2 при температуре облучения около 500 К, что значительно отличается от накопления водорода после облучения ионами водорода при невысоких значениях потока ионов. В случае эксплуатации термоядерного реактора накопление трития до значения ~1022 ат./м2 близко к предельному допустимому безопасному значению 700 г во всей вакуумной камере ИТЭР, и вследствие этого необходим поиск путей удаления трития из вольфрамовых компонентов, контактирующих с плазмой, при технологических остановках работы реактора. Одним из возможных путей удаления трития может быть изотопный обмен, т.е. замещение радиоактивного трития безопасным дейтерием или протием.
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ АТОМАМИ ДЕЙТЕРИЯ НА ТРАНСПОРТ ИЗОТОПОВ ВОДОРОДА СКВОЗЬ ПОВЕРХНОСТНЫЙ ОКСИДНЫЙ СЛОЙ ЦИРКОНИЯ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ЕВСИН, А. Е.; БЕГРАМБЕКОВ, Л. Б.; КАПЛЕВСКИЙ, А. С.; Беграмбеков, Леон Богданович; Евсин, Арсений Евгеньевич
Циркониевые сплавы являются материалом важнейших компонентов активной зоны водо-водяных реакторов. В процессе работы реактора в результате взаимодействия молекул воды и продуктов ее радиолиза с циркониевыми компонентами происходит захват водорода в цирконий. Накопление водорода в цирконии ограничивает ресурс реактора и глубину выгорания топлива. В связи с этим активно изучаются процессы взаимодействия атомов водорода и водородсодержащих молекул с окисленной поверхностью циркония. Известно, что облучение атомными частицами влияет на интенсивность и механизм протекания поверхностных реакций за счет энергии взаимодействия этих частиц с поверхностью. Однако, механизмы, регулирующие водородный обмен между цирконием и внешней средой, и особенно те из них, которые включают в себя облучение атомными частицами, по-прежнему мало изучены. В настоящей работе методом термодесорбционной спектрометрии (ТДС) исследовались закономерности транспорта изотопов водорода сквозь поверхностный оксидный слой циркония при облучении атомами дейтерия с тепловыми энергиями.
Открытый доступ
ИЗУЧЕНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ЛИТИЙ-ДЕЙТЕРИЕВЫХ ПЛЕНОК С АТМОСФЕРНЫМИ ГАЗАМИ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ПОПКОВ, А. С.; КРАТ, С. А.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ПИСАРЕВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Крат, Степан Андреевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович
При разработке термоядерных установок одним из ключевых является вопрос выбора материалов конструкционных элементов, обращенных к плазме. Литий рассматривается в качестве одного из возможных материалов, контактирующих с плазмой токамака.
Открытый доступ
ИСПАРЕНИЕ ПЫЛИНОК С БОЛЬШИМ АТОМНЫМ НОМЕРОМ В ПРИСТЕНОЧНОЙ ПЛАЗМЕ ТОКАМАКА
(НИЯУ МИФИ, 2015) МАРЕНКОВ, Е. Д.; КРАШЕНИННИКОВ, С. И.; Маренков, Евгений Дмитриевич
В последнее время вопросы образования и транспорта пыли в токамаках привлекают значительный интерес. Это связано с тем, что пылинки, образующиеся в результате взаимодействия плазмы с материалами первой стенки, могут проникать глубоко внутрь плазменного шнура. Их испарение приводит к появлению в основной плазме тяжелых примесей в количестве, способном существенно повлиять на протекание разряда или вообще подавить его. Кроме того, пыль накапливает значительное количество радиоактивного трития, представляя угрозу безопасной эксплуатации термоядерного реактора. Обладая также большой эффективной поверхностью, пыль может служить катализатором различных химических реакций. Это делает установку с большим количеством накопленной пыли взрывоопасной в случае, например, протечки воды.
Открытый доступ
ИССЛЕДОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДЕЙТЕРИЯ В БЕРИЛЛИИ ПРИ ОБЛУЧЕНИИ МОЩНЫМИ ИМПУЛЬСНЫМИ ПОТОКАМИ ПЛАЗМЫ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ЕФИМОВ, В. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ПИСАРЕВ, А. А.; КУПРИЯНОВ, И. Б.; Писарев, Александр Александрович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович
Первая стенка строящегося токамака ИТЭР будет защищена бериллиевыми тайлами. Одним из критических вопросов для успешной работы ИТЭР является его устойчивость к мощным импульсным нагрузкам (ELM`ы и срывы). В ходе таких событий на поверхности обращенных к плазме элементов может происходить плавление и испарение материала, движение вещества по поверхности, образование трещин и другие модификации поверхностного слоя [1]. Несмотря на огромную температуру поверхности в ходе таких процессов, в [2] было показано, что внедренные в ходе нагрузки частицы дейтерия частично удерживаются в поверхностном слое. С точки зрения безопасности работы реактора важным является вопрос накопления изотопов водорода в стенке реактора в ходе таких процессов, а также в продуктах эрозии, так как по оценкам [3] эрозия материала в ходе таких процессов может стать одним из основных источников пыли. Суммарное количество расплавленного и испаренного материала в ходе одного срыва по оценкам [3] в ИТЭР может достигать нескольких килограмм Be.
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.
Открытый доступ
МОДЕЛИРОВАНИЕ ЭКРАНИРОВАНИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБРАЩЕННЫХ К ПЛАЗМЕ МАТЕРИАЛОВ ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ПОТОКОВ ЭНЕРГИИ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ПШЕНОВ, А. А.; ЕКСАЕВА, А. А.; МАРЕНКОВ, Е. Д.; КРАШЕНИННИКОВ, С. И.; Маренков, Евгений Дмитриевич
Эрозия материала дивертора и первой стенки – одна из ключевых проблем для ИТЕР. Особенно остро проблема встает во время переходных процессов, таких как ЭЛМы и срывы тока. Ожидается, что тепловые нагрузки на стенку ИТЕР в режимах с ЭЛМами первого типа будут достигать Q » 0.2 − 5 МДж/м2 при характерных временах t » 0.1−1 мс, а во время срывов тока Q » 10 −100 МДж/м2 при t »1−10мс [1]. Подобные тепловые потоки значительно превосходят пиковые потоки, наблюдаемые на современных токамаках. Для испытания материалов в условиях взаи- модействия с плазменными потоками подобной мощности используются линейные плазменные ускорители, такие как КСПУ и МК-200. В экспериментах на линейных ускорителях при воздействии на твердотельную мишень потоков плазмы мощностью W » 1− 20 ГВт/м2 наблюдаются различные эффекты – модификация и растрескивание поверхности [2], плавление тонкого приповерхностного слоя с последующим перемещением расплава под действием давления плазмы и силы Лоренца [3]. Облучение поверхности образца по достижении плавления по- верхностного слоя приводит, кроме того, к разбрызгиванию расплавленного материала [4], что является дополнительным источником эрозии поверхности, а так же несет потенциальную угрозу проникновения капель в область удержания.
Открытый доступ
МОДИФИКАЦИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ ПОВЕРХНОСТИ ВОЛЬФРАМА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ ИОННЫМ ПУЧКОМ
(НИЯУ МИФИ, 2015) СИНЕЛЬНИКОВ, Д. Н.; КУРНАЕВ, В. А.; МАМЕДОВ, Н. В.; Мамедов, Никита Вадимович; Синельников, Дмитрий Николаевич
При облучении разогретой до Т ~ 1500 K поверхности вольфрама потоками гелия ~1025 м-2 возможно значительное изменение её рельефа за счет образования в приповерхностном слое тонких волокнистых структур, похожих на пух [1]. Такая модификация поверхности приводит к значительному изменению ее свойств, что отражается на процессах взаимодействия плазмы с поверхностью. В ряде работ показано, что с покрытой "пухом" поверхности более высокая вероятность зажигания униполярной дуги [2], которая является источником загрязнения плазмы микрочастицами. Также при достаточной напряженности электрического поля с таких вольфрамовых катодов наблюдаются более высокая плотность токаполевой эмиссии по сравнению с чистой поверхностью. В некоторых работах [3] показано, что предпробойные токи могут являться начальной стадией зажигания униполярной дуги. Интенсивность предпробойных токов сильно зависит от рельефа поверхности, на острых элементах которого электрическое поле может значительно усиливаться. Поскольку по мере роста "пуха" и его распыления поверхность претерпевает ряд модификаций рельефа, то представляет интерес исследование предпробойных токов по мере ее изменения.
Открытый доступ
ОБЗОР ДАННЫХ ПО ВЗАИМОДЕЙСТВИЮ ПЛАЗМЫ С МАТЕРИАЛАМИ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ И ТЕХНОЛОГИЙ В РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
(НИЯУ МИФИ, 2015) КУРНАЕВ, В. А.
Тематика исследований в нашей стране по взаимодействию плазмы с поверхностью применительно к проблемам управляемого термоядерного синтеза достаточно широка, и если разделить эти исследования на те, ко- торые проводятся непосредственно в термоядерных установках, и те, ко- торые можно отнести к экспериментальному, компьютерному и теоретическому моделированию, то последние явно преобладают. Это объяснятся узостью и экспериментальной базы, крупнейшей установкой которой яв- ляется токамак Т-10 без дивертора с круглым сечением плазмы, давно уступающий по параметрам и возможностям проведения подобных исследований множеству зарубежных установок, а единственным токама- ком с дивертором является скромный по размерам сферический токамак Глобус-М. На этом токамаке недавно начаты целенаправленные исследования по взаимодействию плазмы с материалами. Интенсивная и многообещающая программа исследований возможностей применения лития как обращенного к плазме материала (ОПМ) выполняется на токамаке Т-11 в ТРИНИТИ.
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.
Открытый доступ
РАЗРАБОТКА ЛИМИТЕРОВ НА ОСНОВЕ ЛИТИЕВЫХ КПС ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ КОНЦЕПЦИИ ЗАМКНУТОГО ЛИТИЕВОГО ЦИКЛА В ТОКАМАКЕ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ВЕРТКОВ, А. В.; ЛЮБЛИНСКИЙ, И. Е.; ЖАРКОВ, М. Ю.; МИРНОВ, С. В.; ЛАЗАРЕВ, В. Б.; ЩЕРБАК, А. Н.; Жарков, Михаил Юрьевич
Разработка и создание экономически оправданного источника термоядерных нейтронов на базе токамака, предназначенного для решения задач промышленной ядерной энергетики, требует наличия компонентов, контактирующих в стационарном режиме с плазмой в условиях воздействия экстремально высоких энергетических нагрузок. Это требует разработки соответствующих материалов, контактирующих с плазмой (МКП), и эффективных методов отвода избыточного тепла от них. Охлаждение граничной плазмы за счет переизлучения энергии ионами лития рассматривается как многообещающий метод защиты МКП. Этот подход может быть эффективно реализован в том случае, когда основная часть ионов лития вовлечена в замкнутый контур циркуляции между плазмой и поверхностью МКП [1, 2]. Процесс циркуляции лития имеет четыре основных составляющих: поступление Li в плазму с эмитирующего элемента, охлаждение ионизированным Li граничной плазмы, захват Li элементом-коллектором и транспортировка Li от коллектора к эмиттеру для замыкания цикла. Диссипация значительной части энергии, поступающей из плазмы (для примера, ~80% полной энергии в экспериментах на Т-11М [3-5]) на всю поверхность первой стенки обеспечивает снижение потока энергии на внутрикамерные компоненты и обеспечивает щадящий режим теплоотвода от них. Схематически этот процесс представлен на рис.
Открытый доступ
РАСЧЕТ ДИНАМИКИ ЗАРЯЖЕННЫХ ЧАСТИЦ В ПРИСТЕНОЧНОМ СЛОЕ И РАСПЫЛЕНИЯ ОБРАЩЕННЫХ К ПЛАЗМЕ ПОВЕРХНОСТЕЙ
(НИЯУ МИФИ, 2015) БОРОДКИНА. И. Е.; ЦВЕТКОВ, И. В.; Цветков, Игорь Владимирович
В рамках реализации международного проекта ITER в настоящее время большое внимание уделяется изучению процессов в пристеночной области плазмы, существенно влияющих как на время удержания плазмы, так и на параметры удерживаемой плазмы. Для моделирования динамики заряженных частиц, а также процессов захвата и отражения изотопов водорода, процессов распыления обращенных к плазме поверхностей (ОПЭ) необходимо корректное описание пристеночной области, в том числе распределения потенциала электрического поля.
Открытый доступ
РОЛЬ ДИФФУЗИИ АДАТОМОВ ВОЛЬФРАМА В РОСТЕ ВОЛЬФРАМОВОГО ПУХА
(НИЯУ МИФИ, 2015) ТРУФАНОВ, Д. А.; МАРЕНКОВ, Е. Д.; КРАШЕНИННИКОВ, С. И.; Маренков, Евгений Дмитриевич
Вольфрам является одним из кандидатов для использования в качестве материала первой стенки термоядерных реакторов, в частности, из него будут выполнены диверторные пластины токамака ITER. Эксперименты показывают, что под воздействием плазменного облучения на вольфрамовых поверхностях могут расти волоконные нано-структуры (называемые «пухом»). Необходимыми условиями роста пуха являются облучение поверхности ионами гелия с энергиями выше 20-30 эВ и температура поверхности 1000-2000 К. Формирование пуха наблюдалось также на молибдене, родии и недавно на титане, никеле и железе. Изменение морфологии обращенных к плазме поверхностей в связи с ростом пуха может привести к их повышенной эрозии. Поэтому понимание процесса роста пуха представляет существенный практический интерес.
Открытый доступ
ТЕРМОДЕСОРБЦИЯ ДЕЙТЕРИЯ ИЗ ТОЧЕЧНЫХ ДЕФЕКТОВ В ВОЛЬФРАМЕ
(НИЯУ МИФИ, 2015) ЗИБРОВ, М. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; РЯБЦЕВ, С. А.; ШУБИНА, А. С.; ПИСАРЕВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Гаспарян, Юрий Микаэлович
Вольфрам будет использован в ИТЭР в качестве обращенного к плазме материала в диверторной области, и его также планируют использовать в термоядерных реакторах следующего поколения. Несмотря на то, что имеется большое количество данных по накоплению изотопов водорода в вольфраме при различных условиях его облучения, некоторые фундаментальные параметры взаимодействия водорода с дефектами в вольфраме до сих пор точно не известны. В частности, в литературе имеется разброс данных по значениям энергии выхода водорода из вакансий в вольфраме (от 1.34 до 1.55 эВ) [1-3]. Данные значения энергии выхода были получены путем подгонки расчетных спектров термодесорбции (ТДС) дейтерия из вольфрама под экспериментальные. Известно, что положение пика термодесорбции определяется не только энергией связи водорода с дефектом, но и глубиной залегания ловушек, их концентрацией и степенью их заполнения, коэффициентом диффузии дейтерия, а также скоростью рекомбинации атомов дейтерия на поверхности.
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.
Открытый доступ
УДАЛЕНИЕ ПЕРЕНАПЫЛЕННЫХ БОР-УГЛЕРОДНЫХ СЛОЕВ
(НИЯУ МИФИ, 2015) АЙРАПЕТОВ, А, А.; БЕГРАМБЕКОВ, Л. Б.; ВОЙТЮК, А. Н.; ТЕРЕНТЬЕВ, В. П.; Беграмбеков, Леон Богданович; Айрапетов, Алексей Александрович
Вольфрам выбран в качестве материала тайлов дивертора ИТЭР. Исследования показывают, что облучение плазмой с высокой плотностью мощности приводит к эрозии поверхности вольфрама, растрескиванию, образованию блистеров, эмиссии макроскопических частиц и др. [1-3]. Эти явления приведут к ускоренному разрушению вольфрамовых тайлов дивертора ИТЭРа, образованию вольфрамовых переосажденных слоев и вольфрамовой пыли, накапливающей тритий и приводящей к недопустимой концентрации примеси вольфрама в плазме.