Взаимодействие плазмы с поверхностью
Постоянный URI для этого раздела
Новости
В коллекции включены полнотекстовые сборники конференций НИЯУ МИФИ, а также статьи авторов НИЯУ МИФИ. Сортировка "По названию" позволяет вывести сборник в начало поиска.
Обзор
Просмотр Взаимодействие плазмы с поверхностью по Название
Теперь показываю 1 - 20 из 215
Количество результатов на страницу
Sort Options
- ПубликацияОткрытый доступ01_Взаимодействие плазмы с поверхностью: материалы XXVIII Международной конференции(НИЯУ МИФИ, 2025)Сборник содержит материалы докладов, представленных на ежегодно проводимую в НИЯУ МИФИ XXVIII Международную конференцию по взаимодействию плазмы с поверхностью. Тематика конференции охватывает экспериментальные и теоретические исследования взаимодействия плазмы с поверхностью в установках управляемого термоядерного синтеза. Материалы сборника могут быть полезны научным работникам, аспирантам и студентам в научно-исследовательской, учебно-методической и практической работе. Аннотации докладов, входящих в сборник, опубликованы в авторской редакции при минимальной редакционной правке. Материалы получены до 20 января 2025 г.
- ПубликацияОткрытый доступ
- ЭлементОткрытый доступ
- ЭлементОткрытый доступ
- ЭлементОткрытый доступ
- ЭлементОткрытый доступ
- ЭлементОткрытый доступ01_Материалы XIX конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2016)
- ПубликацияОткрытый доступ01_Материалы XVII конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2014)Сборник содержит материалы, представленные в виде устных докладов на проводимой в НИЯУ МИФИ традиционной 17-ой конференции по взаимодействию плазмы с поверхностью. Тематика представленных в данном сборнике докладов посвящена результатам исследования и моделирования взаимодействия плазмы с поверхностью в установках управляемого термоядерного синтеза, а также физическим проблемам, сопровождающим такое взаимодействие. Сборник сформирован по мере поступления докладов, которые опубликованы в авторской редакции при минимальной редакционной правке/
- ЭлементОткрытый доступ01_Материалы XVIII конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2015)
- ЭлементОткрытый доступ01_Материалы XX конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2017)
- ЭлементОткрытый доступ01_Материалы XXI конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2018)
- ЭлементОткрытый доступ01_Материалы XXII конференции «Взаимодействие плазмы с поверхностью»(НИЯУ МИФИ, 2019)
- ЭлементОткрытый доступ
- ПубликацияОткрытый доступAB-INITIO ИССЛЕДОВАНИЕ СВОЙСТВ ЛОВУШЕК ВОДОРОДА В МАССИВЕ ВОЛЬФРАМА(НИЯУ МИФИ, 2019) ШУТИКОВА, М. И.; ДЕГТЯРЕНКО, Н. Н.; ПИСАРЕВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Дегтяренко, Николай НиколаевичВ данной работе с помощью теории функционала плотности исследовались свойства ловушек разного типа для атомов водорода в вольфраме, включая такие ловушки, как атомы Y и Cr в позиции замещения.
- ПубликацияОткрытый доступCOMPARISON 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 ВячеславовнаDue 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.
- ПубликацияОткрытый доступDEUTERIUM AND HELIUM RETENTION AND CORRESPONDING MODIFICATIONS OF W-BASED MATERIALS UNDER STATIONARY OPERATION REGIME AND TRANSIENTS(НИЯУ МИФИ, 2021) OGORODNIKOVA, O. V.; KLIMOV, N. S.; GASPARYAN, YU. M.; EFIMOV, V. S.; KOVALENKO, D.; GUTAROV, K.; POSKAKALOV, А. G.; KHARKOV, M. M.; KAZIEV, A. V.; Казиев, Андрей Викторович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Харьков, Максим МихайловичTungsten and dense nano-structured tungsten (W) coatings are used as plasma-facing materials in current tokamaks and suggested to be used for future fusion devices. In this regard, a study of accumulation of deuterium (D) and helium (He) in W materials and corresponding material modifications under normal operation conditions and transient events appears necessary for assessment of safety of fusion reactor due to the radioactivity of tritium and material performance and for the plasma fuel balance. Therefore, sequential and simultaneous (with 10% of He seeding) D/He plasma exposure of W-based samples (polycrystalline W, nano-structured W coating and W with He-induced W ‘fuzz’) in quasi-stationary high-current plasma gun QSPA-T below and above the melting threshold with a pulse duration of 1 ms and number of pulses from one to thirty was performed and compared with stationary plasma loads. Material modification was investigated using an electron microscope equipped with a focused ion beam for in-situ cross sectioning and an x-ray diffractometer.
- ПубликацияОткрытый доступDEUTERIUM RETENTION IN DENSE AND DISORDERED NANOSTRUCTURED TUNGSTEN COATINGS(НИЯУ МИФИ, 2017) OGORODNIKOVA, O. V.; RUSET, C.; DELLASEGA, D.; PEZZOLI, А.; PASSONI, M.; SUGIYAMA, К.; GASPARYAN, YU.; EFIMOV, V.; BALDEN, M.; MATERN, G.; KOCH, F.; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гаспарян, Юрий МикаэловичThree types of nano-structured tungsten (W) coatings were investigated in respect to deuterium (D) retention after the low-energy D plasma exposure. The D depth profile was measured up to 6 μm by nuclear reaction analysis (NRA) and the total deuterium retention was measured by thermal desorption spectros-copy (TDS). In the present work, we investigated (i) a dependence of the D retention in a W coating on substrate, (ii) a dependence of the D retention in a W coating on the nano-crystalline structure, namely, columnar-like or amor-phous-like, and (iii) the D retention at an interface between layers. It was shown that most of deuterium is trapped in the interlayer between W coating and substrate. Consequently, the D retention in the interlayer between different materials can be a concern. It was found that all types of coatings show higher D accumulation compared to bulk polycrystalline W. The disodered W coating produced by Pulsed Laser Deposition (PLD) has highest deuterium (D) concen-tration compared to dense W coating produced by Combined Magnetron Sput-tering and Ion Implantation (CMSII) technology and W coating produced by standard vacuum magnetron-sputtering (SMS) method. The lowest D concen-tration was found in SMS-W coating. No significant influence of the substrate on the D retention in coatings was found. The D retention correlates with mi-crostructure of multilayer W coating: the D retention drastically increases with decreasing the grain size. Consequently, from point of view of the hydrogen isotope retention, coarse-grained crystals are recommended for application of W-based materials in fusion devices. At the same time, coarse-grained crystals are undesirable from point of view of blister formation under the plasma expo-sure. Nano-crystalline structure of W coatings suppresses the blister formation. A compromise in the development of new promising nanostructured tungsten films is necessary to keep the hydrogen concentration at an acceptable level and reducing/preventing high density of defects at the interface between nanostruc-tured coating and substrate.
- ПубликацияОткрытый доступHe 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.
- ПубликацияОткрытый доступHYDROGEN ISOTOPE RETENTION IN REDUCED-ACTIVATION FERRITIC/MARTENSITIC STEELS(НИЯУ МИФИ, 2018) ALIMOV, V. KH.; OGORODNIKOVA, O. V.; SPITSYN, A. V.; BOBYR, N. P.; HATANO, Y.; ROTH, J.; SUGIYAMA, K.; BALDWIN, M.; DOERNER, R.; J.’T HOEN, M. H.; LEE, H. T.; UEDA, Y.; HAYASHI, T.; Огородникова, Ольга ВячеславовнаReduced Activation Ferritic/Martensitic (RAFM) steels such as Eurofer (EU), F82H (Japan), Rusfer EK-181 (Russia) are candidate materials for first wall and breeding blanket structural application in future fusion power plants. These steels have been developed in order to simplify special waste storage of highly radioactive structures of fusion reactor after service. With this objective some alloying elements such as Mo, Nb and Ni present in the commercial martensitic steels have been replaced by other elements such as Ta, W and V which exhibit faster decay of induced radioactivity.
- ПубликацияОткрытый доступLIBS АНАЛИЗ ПРИСУТСТВИЯ Li В W ТАЙЛАХ ТОКАМАКА Т-10(НИЯУ МИФИ, 2020) ВОВЧЕНКО, Е. Д.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; КРАТ, С. А.; КУРНАЕВ, В. А.; ПИСАРЕВ, А. А.; СТЕПАНОВА, Т. В.; Писарев, Александр Александрович; Крат, Степан Андреевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Степанова, Татьяна Владимировна; Вовченко, Евгений ДмитриевичРассмотрен LIBS эксперимент по определению присутствия Li в приповерхностных слоях облицовочных W тайлов кольцевого и рельсового лимитеров после завершения экспериментальной компании на Т-10, в конце которой исследовались режимы с испарением лития. Для анализа были выбраны образцы, вырезанные из тайла рельсового лимитера и парных e- и i- тайлов кольцевого лимитера, расположенных с внутренней стороны плазменного шнура и получивших минимальные тепловые нагрузки (рис.1). Предварительно для выбранных образцов было выполнено комплексное исследование элементного состава и свойств поверхности методами ТДС, СЭМ/ЭДА, рентгеноструктурного анализа и измерения твердости [1].