2022_ Конференция "Взаимодействие плазмы с поверхностью" (XXV ; 27-28 января 2022г. ; Москва).

Постоянный URI для этой коллекции

https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/12274

Обзор

Теперь показываю 1 - 20 из 23

Открытый доступ
01_Конференция "Взаимодействие плазмы с поверхностью" (XXV ; 27-28 января 2022г. ; Москва)
(НИЯУ МИФИ, 2022)
Открытый доступ
MODELING OF SURFACE SEGREGATION OF Cr IN THE WCrY SMART ALLOY
(НИЯУ МИФИ, 2022) BITTNER, P.; KOSLOWSKI, H. R.; LITNOVSKY, A.; LINSMEIER, Ch.
Self-passivating Metal Alloys with Reduced Thermo-oxidation (SMART) are promising candidates for the first wall of the DEMOnstration power plant (DEMO). These materials aim at having an increased oxidation resistance during accidental conditions and acceptable plasma performance during regular operation of the power plant.
Открытый доступ
OVERVIEW OF PLASMA-FACING COMPONENT EROSION AND IMPURITY MIGRATION STUDIES AT JET-ILW
(НИЯУ МИФИ, 2022) BORODKINA, I.; BORODIN, D. V.; DOUAI, D.; TSKHAKAYA, D.; KUMPULAINEN, H.; DE LA CAL, E.; ROMAZANOV, J.; HUBER, A.
The Joint European Torus (JET) is the largest tokamak in use and currently the only one capable of handling tritium (T). JET is equipped with the ITER-like wall (ILW) utilizing the same as ITER material combination: tungsten (W) divertor and beryllium (Be) main chamber providing the most relevant environment for ITER plasma-wall interaction studies [1].
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ДЕЙТЕРИЯ НА ФАЗОВЫЙ СОСТАВ МАЛОАКТИВИРУЕМОГО ПРИПОЯ TiZr4Be
(НИЯУ МИФИ, 2022) БАЧУРИНА, Д. М.; СУЧКОВ, А. Н.; КОЗЛОВ, И. В.; БОБЫРЬ, Н. П.; ГУРОВА, Ю. А.; ЕФИМОВ, В. С.; КУЛИКОВА, Е. С.; СПИЦИН, А. В.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; Козлов, Илья Владимирович; Сучков, Алексей Николаевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович
Существующие концептуальные проекты первой стенки и дивертора реактора ДЕМО подразумевают наличие неразъемного соединения вольфрама с малоактивируемой ферритно-мартенситной сталью [1,2]. Из-за разницы коэффициентов теплового расширения (КТР) W и стали их прямое соединение затруднено [3]. Перспективным методом получения такого соединения является высокотемпературная пайка быстрозакаленными ленточными сплавами припоями. Для компенсации различий КТР предлагается использование различных промежуточных слоев (V, Та и др.). К настоящему моменту предложено несколько компенсирующих проставок и припоев для соединения вольфрама со сталью. В подавляющем большинстве работ представлена пайка припоями на основе меди или никеля [4], которые, не удовлетворяют требованию малоактивируемости .
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ПРИМЕСИ ГЕЛИЯ НА СВОЙСТВА СООСАЖДЕННЫХ ВОЛЬФРАМ-ДЕЙТЕРИЕВЫХ СЛОЁВ И УДЕРЖАНИЕ ДЕЙТЕРИЯ В НИХ
(НИЯУ МИФИ, 2022) ФЕФЕЛОВА, Е. А.; КРАТ, С. А.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ЕФИМОВ, В. С.; ЗАРИПОВА, М. М.; ИСАЕНКОВА, М. Г.; ПИСАРЕВ, А. А.; Исаенкова, Маргарита Геннадьевна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Писарев, Александр Александрович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Крат, Степан Андреевич
Накопление изотопов водорода в материалах реактора является одной из основных проблем на пути к коммерческому термоядерному реактору. В ИТЭР в качестве топлива будет использоваться дейтерий-тритиевая смесь; накопление радиоактивного трития в материалах стенки реактора представляет проблему с точки зрения радиационной безопасности. Одним из основных механизмов накопления изотопов водорода в реакторе является соосаждение с материалами обращенных к плазме элементов [1,2]. В ИТЭР в качестве материала наиболее нагруженной области первой стенки – дивертора, выбран вольфрам. Понимание процесса соосаждения изотопов водорода с этим металлом необходимо для количественной оценки удержания трития в ОПЭ.
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ПРИМЕСИ ТАНТАЛА НА ЗАХВАТ ДЕЙТЕРИЯ ПРИ НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОМ ПЛАЗМЕННОМ ОБЛУЧЕНИИ В СПЛАВЕ W-Ta
(НИЯУ МИФИ, 2022) БОБЫРЬ, Н. П.; ЕФИМОВ, В. С.; ХРИПУНОВ, Б. И.; ЧЕРКЕЗ, Д. И.; КОЗЛОВ, Д. А.; ДУГИН, Д. С.; АНАНЬЕВ, С. С.; Ефимов, Виталий Сергеевич
В настоящее время вольфрам рассматривается как один из материалов, обращенных к плазме, для будущих термоядерных реакторов. В качестве материала, обращенного к плазме, W будет подвергаться интенсивным потокам дейтерия, трития, частиц гелия, а также нейтронов с энергией 14 МэВ от реакции D – T-синтеза. Облучение нейтронами вызовет изменение микроструктуры W за счет смещения в объеме и образования Re и Os [1]. Так же в данный момент рассматривается возможность введения легирующих примесей в вольфрам для повышения пластичности. Наличие примесей может влиять на удержание изотопов водорода в вольфраме. В предыдущем исследовании было показано уменьшение количества дейтерия с ростом концентрации примеси Та в монокристаллах W после газового воздействия [1].
Открытый доступ
ЗАМЕЩЕНИЕ ИЗОТОПОВ ГЕЛИЯ В ВОЛЬФРАМЕ ПРИ ИОННОМ ОБЛУЧЕНИИ
(НИЯУ МИФИ, 2022) АРУТЮНЯН, З. Р.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ЕФИМОВ, В. С.; КРАТ, С. А.; ПИСАРЕВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Крат, Степан Андреевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Арутюнян, Зорий Робертович
Гелий будет присутствовать в плазме термоядерных установок как продукт термоядерной реакции и взаимодействовать с обращенным к плазме материалом (ОПМ). Вольфрам будет использован в качестве материала наиболее нагруженных частей дивертора в ITER и рассматривается в качестве одного из приоритетных материалов для ОПМ будущих термоядерных реакторов благодаря высокой температуре плавления и теплопроводности и малому коэффициенту физического распыления [1].
Открытый доступ
ЗАХВАТ ИОНОВ ДЕЙТЕРИЯ В SMART СПЛАВАХ W-Cr-Y
(НИЯУ МИФИ, 2022) УМЕРЕНКОВА, А. С.; ВАН, Ю.; АРУТЮНЯН, З. Р.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ЕФИМОВ, В. С.; ЛИТНОВСКИЙ, А. М.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; ГАРСИЯ-РОЗАЛЕС, К.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Умеренкова, Анастасия Сергеевна; Ефимов, Виталий Сергеевич; Арутюнян, Зорий Робертович
Самопассивирующиеся сплавы, в том числе SMART сплавы на основе вольфрама, предлагаются вместо чистого W в качестве материала ОПЭ в будущих термоядерных установках. Исследование захвата водорода в W-Cr-Y сплавы представляет повышенный интерес с точки зрения безопасности.
Открытый доступ
ЗОНДОВОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОМПЛЕКСНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЙ «ПЛАЗМА/СТЕНКА» В ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ
(НИЯУ МИФИ, 2022) ГРУНИН, А. В.; БЕГРАМБЕКОВ, Л. Б.; Беграмбеков, Леон Богданович
Взаимодействие плазмы с материалами первой стенки, диафрагм, дивертора термоядерных установок порождает целую серию явлений, в той или иной степени отрицательно влияющих на параметры плазмы. Исследование взаимодействия «/стенка» и попытка на этой основе предотвратить развитие или, по крайней мере, ослабить указанные явлений чрезвычайно актуальна, поскольку разворачиваются работы по разработке и исследованию кандидатных материалов для контактирующих с плазмой элементов будущего поколения термоядерных установок.
Открытый доступ
ЗОНДОВОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОМПЛЕКСНОГО ИССЛЕДОВАНИЯ ПЛАЗМЫ С ДИВЕРТОРОМ В ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ
(НИЯУ МИФИ, 2022) АЙРАПЕТОВ, А. А.; САДОВСКИЙ, Я. А.; БЕГРАМБЕКОВ, Б. Л.; Садовский, Ярослав Алексеевич; Беграмбеков, Леон Богданович; Айрапетов, Алексей Александрович
Дивертор термоядерной установки является элементом, подвергающимся наиболее интенсивным плазменным воздействиям. В настоящее время ведутся интенсивные исследования, посвящённые разработке материалов и режимов плазменного облучения диверторов следующего поколения токамаков, способных работать в квазистационарном режиме. Для решения этих задач чрезвычайно важно выявить специфику и параметры процессов взаимодействия плазмы с дивертором в условиях экстремально высоких температур и интенсивностей плазменного облучения, реализуемых на его поверхности.
Открытый доступ
ИССЛЕДОВАНИЕ БОР-ЛИТИЕВОГО КОМПОЗИТА ПОД ДЕЙСТВИЕМ МОЩНЫХ ТЕПЛОВЫХ И ИОННО-ПЛАЗМЕННЫХ НАГРУЗОК
(НИЯУ МИФИ, 2022) СЕЛИВАНОВ, Р. А.; СОРОКИН, И. А.; КРАТ, С. А.; СЕРГЕЕВ, Н. С.; КОЛОДКО, Д. В.; ПОДОЛЯКО, Ф. С.; ФЕФЕЛОВА, Е. А.; ВОЛКОВА, О. В.; ЗАХАРОВ, В. В.; Подоляко, Федор Сергеевич; Селиванов, Ростислав Алексеевич; Сорокин, Иван Александрович; Сергеев, Никита Сергеевич; Крат, Степан Андреевич; Колодко, Добрыня Вячеславич
Выбор материала обращённых к плазме элементов (ОПЭ) термоядерной установки – ключевой вопрос, определяющий её работоспособность. Одним из перспективных материалов является литий, использование которого предполагается в рамках концепции жидкометаллической стенки термоядерной установки. Преимущества лития по сравнению с другими материалами состоят в его минимально возможном атомном номере (Z=3), хорошей совместимости с водородной плазмой, низкой энергией ионизации, широким диапазоном температур, в котором он может применяться (от температуры плавления ~180 °С до ~ 1000 °С). Эксперименты на токамаках с жидколитиевыми ОПЭ показали положительные эффекты применения лития на термоядерную плазму (уменьшение водородного рециклинга, уменьшение эффективного заряда плазмы, подавление нестабильностей). Из всех существующих технологических решений, связанных с применением лития, наиболее развитым является использование капиллярно-пористых систем (КПС), наполненных литием, в качестве ОПЭ. При соблюдении условия хорошей смачиваемости, правильном выборе материала и конструкции матрицы, КПС с жидким литием способны выдерживать тепловые нагрузки ~ 10 МВт/м2. К недостаткам существующих КПС следует отнести сложность в их обслуживании, невозможность ремонта в случае локального разрушения матрицы, например в случае локального истощения лития, большой атомный номер тугоплавких металлов, используемых в качестве материала матрицы.
Открытый доступ
ИССЛЕДОВАНИЕ ПРИМЕНИМОСТИ СПЛАВА-ПРИПОЯ TiZr4Be ДЛЯ ПАЙКИ САМОПАССИВИРУЮЩИХСЯ ВОЛЬФРАМОВЫХ СПЛАВОВ СО СТАЛЬЮ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА DEMO
(НИЯУ МИФИ, 2022) ГУРОВА, Ю. А.; СУЧКОВ, А. Н.; БАЧУРИНА, Д. М.; ПОПОВ, Н. С.; СЕВРЮКОВ, О. Н.; ЛИТНОВСКИЙ, А. М.; ТАН, Ш.; Попов, Никита Сергеевич; Сучков, Алексей Николаевич; Гурова, Юлия Александровна
Термоядерный реактор DEMO (DEMOnstration Power Plant) — это следующий шаг на пути к созданию промышленной термоядерной электростанции. Проекты DEMO разрабатываются во всем мире.
Открытый доступ
КАЛИБРОВКА АНАЛИЗАТОРА ПОТОКОВ НЕЙТРАЛЬНЫХ АТОМОВ ДЛЯ ТОКАМАКА МИФИСТ
(НИЯУ МИФИ, 2022) ЕФИМОВ, Н. Е.; СИНЕЛЬНИКОВ, Д. Н.; БУЛГАДАРЯН, Д. Г.; Ефимов, Никита Евгеньевич
Один из наиболее распространённых методов определения температуры ионной компоненты плазмы в токамаках подразумевает анализ энергетических распределений нейтралов перезарядки, покидающих область плазменного шнура. Для этого поток частиц из разрядной камеры предварительно ионизуют и затем осуществляют его разделение в электростатических или магнитных сепараторах. Обдирка нейтральных атомов, как правило, осуществляется путём их пропускания через газовую среду или сквозь тонкую (~50 Å) углеродную плёнку. При этом в случае анализа нейтралов с энергиями до 5 кэВ газовая обдирка оказывается более эффективной [1].
Открытый доступ
КОМПЛЕМЕНТАРНЫЙ АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ЭФФЕКТОВ В МАТЕРИАЛАХ
(НИЯУ МИФИ, 2022) РОГОЖКИН, С. В.; НИКИТИН, А. А.; ХОМИЧ, А. А.; БОГАЧЕВ, А. А.; КЛАУЗ, А. В.; ИСКАНДАРОВ, Н. А.; ЛУКЬЯНЧУК, А. А.; РАЗНИЦЫН, О. А.; ШУТОВ, А. С.; ЗАЛУЖНЫЙ, А. Г.; ГОРШКОВА, Ю. Е.; БОГУЧАВА, Д. Г.; Никитин, Александр Александрович; Рогожкин, Сергей Васильевич
Прогнозирование радиационной стойкости конструкционных материалов в радиационных полях неразрывно связано с пониманием процессов эволюции микроструктуры (формирования радиационных дефектов, предвыделений и выделений фаз, перераспределения примесей и легирующих элементов). Хорошо известно, что существенные макроскопические проявления, такие как распухание, охрупчивание и т.д., непосредственно связаны с процессами, протекающими на атомно-либо нано-масштабном уровне. В тоже время экспериментальное изучение процессов на таких масштабах в сталях и других многокомпонентных материалах затруднительно. Изучение структурных перестроек таких материалов требует применения ряда экспериментальных методик.
Открытый доступ
МАГНЕТРОННОЕ ОСАЖДЕНИЕ БЕРИЛЛИЯ И ЦИКЛИЧЧЕСКАЯ ОЧИСТКА ДИАГНОСТИЧЕСКИХ ОКОН В ПЛАЗМЕ ВЧ РАЗРЯДА
(НИЯУ МИФИ, 2022) ДМИТРИЕВ, А. М.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СНИГИРЕВ, Л. А.; ЕЛЕЦ, Д. И.; 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
Обращенные к плазме первые зеркала и защитные окна оптических диагностик токамака-реактора ITER и стойкость их параметров при длительной эксплуатации находятся в центре внимания обширной программы исследований [1], включающей лабораторные исследования и испытания в работающих токамаках. Осаждение материалов, состоящих из продуктов эрозии материалов первой стенки (в основном – бериллий и вольфрам) и окружающих элементов конструкции может оказать существенное влияние на параметры оптических компонентов, расположенных вблизи первой стенки. Ввиду ограниченного доступа к обращенным к плазме оптическим элементам необходима in-situ система восстановления их оптических характеристик. Система плазменной очистки, основанная на емкостном высокочастотном разряде, в котором очищаемое зеркало или окно играет роль нагруженного электрода, показала свою эффективность для удаления пленок углеводородов, металлов и их оксидов [2-6] и предлагается для использования в ITER [1]. Принцип работы системы плазменной очистки основан на физическом и/или химическом распылении загрязняющих осаждений потоком ионов, формируемых в приэлектродном слое ВЧ разряда. Продолжительная ионная бомбардировка, однако, может привести к повреждению поверхности очищаемого элемента. В связи с этим существует необходимость реализации системы контроля процесса очистки с обратной связью, предоставляющей информацию о состоянии разряда и параметрах оптической поверхности.
Открытый доступ
МАКЕТ ПРИЕМНОЙ ПЛАСТИНЫ ДИВЕРТОРА ТОКАМАКА, ОСНОВАННОГО НА КОНЦЕПЦИИ ТЕКУЩЕГО СЛОЯ ЖИДКОГО ЛИТИЯ
(НИЯУ МИФИ, 2022) ПИСАРЕВ, А. А.; ЗАХАРОВ, Л. Е.; ВЕРТКОВ, А. В.; ДУШИК, В. В.; ЖАРКОВ, М. Ю.; КОЛЕСНИК, М. С.; ЛЮБЛИНСКИЙ, И. Е.; МАЗУЛЬ, И. В.; ПИСКАРЕВ, П. Ю.; РУЛЕВ, Р. В.; ТАРАСЮК, Г. М.; ШАПОРЕНКОВ, А. А.; Писарев, Александр Александрович; Тарасюк, Григорий Михайлович
Использование жидкого лития в термоядерных установках показало его перспективность как материала, обращенного к плазме. Одна из концепций создания жидкометаллических поверхностей основана на организации тонкого слоя жидкого лития, текущего по пластине. Теоретические расчеты показывают, что такая система может кардинально изменить свойства плазмы и привести к тому, что энергетический выход термоядерной реакции будет в несколько раз выше затраченной энергии. Для сравнения лучший показатель на настоящее время равен 0.6.
Открытый доступ
МЕТОДЫ ДИСТАНЦИОННОГО КОНТРОЛЯ НАКОПЛЕНИЯ И УДАЛЕНИЯ ИЗОТОПОВ ВОДОРОДА ИЗ СТЕНОК ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК
(НИЯУ МИФИ, 2022) ГАСПАРЯН, Ю. М.; БУЛГАДАРЯН, Д. Г.; АЛИЕВА, А. И.; ДЕГТЯРЕНКО, Н. Н.; ЕФИМОВ, Н. Е.; ЕФИМОВ, В. С.; КАЗИЕВ, А. В.; КРАТ, С. А.; КУЛАГИН, В. В.; МАРЕНКОВ, Е. Д.; ПОДОЛЯКО, Ф. С.; СЕРГЕЕВ, Н. С.; СИНЕЛЬНИКОВ, Д. Н.; СОРОКИН, И. А.; СТЕПАНЕНКО, А. А.; СТОЛБОВ, А. М.; ПОПОВА, М. А.; ХАРЬКОВ, М. М.; Маренков, Евгений Дмитриевич; Казиев, Андрей Викторович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Крат, Степан Андреевич; Дегтяренко, Николай Николаевич; Ефимов, Виталий Сергеевич; Ефимов, Никита Евгеньевич
В настоящее время идет строительство международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, также в различных странах ведутся активные работы по разработке демонстрационных реакторов (ДЕМО). В России активно обсуждается разработка гибридных термоядерных реакторов и источников нейтронов. Основные отличия термоядерных установок нового поколения – большая мощность и длительность разрядов, работа с радиоактивным тритием, производство высокоэнергетических нейтронов и частиц гелия в ходе DT- реакции. Эти особенности требуют уточненных данных о поведении изотопов водорода в этих условиях, а также разработки дистанционных методов контроля их накопления в установках.
Открытый доступ
МОДИФИКАЦИЯ АЛЮМИНИЙ-ВОЛЬФРАМОВЫХ СЛОЕВ НА ВОЛЬФРАМЕ ПРИ ТЕРМИЧЕСКОМ ВОЗДЕЙСТВИИ
(НИЯУ МИФИ, 2022) КАСИМОВА, Н. Н.; БЕГРАМБЕКОВ, Л. Б.; ДОВГАНЮК, С. С.; ЗАХАРОВ, А. М.; Довганюк, Сергей Сергеевич; Беграмбеков, Леон Богданович
В качестве контактирующих с плазмой материалов для Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР) выбраны бериллий и вольфрам. В процессе работы реактора, распыленные плазмой атомы бериллиевой первой стенки, будут осаждаться, в частности, на вольфрамовом диверторе, формируя на его поверхности, содержащие бериллий покрытия, в которых могут накапливаться плазмообразующие газы, в том числе радиоактивный тритий, количество которого в установке ИТЭР лимитировано (700 гр.). Поэтому исследование свойств образующихся покрытий является крайне важным.
Открытый доступ
МОДИФИКАЦИЯ ПОВЕРХНОСТИ ВОЛЬФРАМА ПОД ВОЗДЕЙСТВИЕМ ГЕЛИЕВОЙ ПЛАЗМЫ С ПРИМЕСЬЮ ИНЕРТНЫХ ГАЗОВ
(НИЯУ МИФИ, 2022) СЕРГЕЕВ, Н. С.; СОРОКИН, И. А.; ПОДОЛЯКО, Ф. С.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; ЕФИМОВ, В. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; САВЕЛЬЕВ, М. Д.; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Подоляко, Федор Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Савельев, Максим Дмитриевич; Сергеев, Никита Сергеевич
Одним из приоритетных направлений в области термоядерных исследований является контроль уровня плазменно-тепловой нагрузки на внутрикамерные элементы установок магнитного удержания горячей плазмы. Постепенное развитие технологии напуска примеси инертного газа (He, Ne, Ar) в процессе плазменного разряда в установках типа токамак и стелларатор [1, 2] как средства радиационного охлаждения периферии плазмы, предъявляют новые требования по контролю состояния поверхности обращённых к плазме элементов.
Открытый доступ
ОЦЕНКА ПОГРЕШНОСТИ ИЗМЕРЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ДЕЙТЕРИЯ В ВОЛЬФРАМЕ МЕТОДОМ ЛАЗЕРНО-ИНДУЦИРОВАННОЙ ДЕСОРБЦИИ
(НИЯУ МИФИ, 2022) ПОПОВА, М. А.; ГРИШАЕВ, М. В.; БУЛГАДАРЯН, Д. Г.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; Гришаев, Максим Валерьевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович
Термоядерная энергетика является многообещающим источником энергии, однако использование радиоактивного трития для реакции представляет опасность из-за его накопления. Соосаждение преобладает над другими вариантами накопления. Изотопы водорода из плазмы и возвращающиеся атомы распыленной стенки образуют на поверхности тонкую соосажденную пленку, значительно насыщенную водородом. Для контроля трития в стенке предлагаются дистанционные методы, в том числе лазерные методы [1]. Лазерный импульс нагревает локальную область стенки реактора, вызывая десорбцию водорода или испарение материала стенки, в зависимости от мощности импульса и передаваемой за импульс энергии. При лазерном импульсе на поверхности стенки образуется кратер, а ушедший из него материал попадает в пристеночную плазму, по оптическим спектрам которой можно определить элементный состав стенки, а также оценить количество ранее захваченного в неё водорода. Альтернативным вариантом сбора информации является использование масс-спектрометра. Лазерные методы обладают преимуществом работы in situ, большой вариацией калибровки параметров для достижения желаемого эффекта.