2024, Крат, С. А., Пришвицын, А. С., Сорокин, И. А., Фефелова, Е. А., Гаспарян, Ю. М., Писарев, А. А., Писарев, Александр Александрович, Гаспарян, Юрий Микаэлович, Пришвицын, Александр Сергеевич, Крат, Степан Андреевич, Сорокин, Иван Александрович

Проведено сравнительное исследование содержание дейтерия в со-осажденных из плазмы магнетронного разряда на молибденовые подложки вольфрам-дейтериевых слоях толщиной 50, 250 и 750 нм. Измерения проводились методом in vacuo термодесорбционной спектроскопии без контакта с атмосферой. Проведено моделирование экспериментальных данных в коде ТМАР7, получены концентрации и энергии ловушек, при которых достигается наилучшее согласие с экспериментом. Содержание дейтерия в пленках, осажденных при температуре ~100°С, составило 3–5 ат. %. Показано, что толщина пленок не оказывает существенного влияния на характеристики центров захвата удержания дейтерия, хотя вид спектров для наиболее толстых пленок несколько отличается.

2021, Хомяков, А. К., Крат, С. А., Пришвицын, А. С., Фефёлова, Е. А., Гаспарян, Ю. М., Писарев, А. А., Писарев, Александр Александрович, Пришвицын, Александр Сергеевич, Гаспарян, Юрий Микаэлович, Крат, Степан Андреевич

The influence of ultraviolet irradiation of co-deposited lithium layers on the content and desorption of deuterium from them is considered. It was found that exposure to ultraviolet radiation suppresses desorption at high temperatures, facilitates desorption at low temperatures. Effects are considered that can form the basis for the development of methods for determining the places of accumulation of lithium hydride in tokamaks with lithium walls, as well as facilitating the removal of heavy hydrogen isotopes from the walls of installations.

2023, Крат, С. А., Пришвицын, А. С., Гаспарян, Ю. М., Крат, Степан Андреевич, Гаспарян, Юрий Микаэлович, Пришвицын, Александр Сергеевич

Hydrogen isotope accumulation in fusion devices is an important issue. It affects installation operation parameters, such as hydrogen recycling. It is also of vital importance from the perspective of radiation safety, when the isotope in question is radioactive tritium. Only 700 grams of tritium are allowed in ITER tokamak at any one time.

2023, Алиева, А. И., Пришвицын, А. С., Ефимов, Н. Е., Крат, С. А., Исакова, А. С., Казиев, А. В., Воробьев, Г. М., Курнаев, В. А., Казиев, Андрей Викторович, Ефимов, Никита Евгеньевич, Пришвицын, Александр Сергеевич, Крат, Степан Андреевич

Сверхвысокочастотная предыонизация – распространенный метод смягчения условий пробоя газа в токамаках. Цель исследования заключалась в том, чтобы протестировать разработанные системы токамака МИФИСТ-0, а также изучить предварительную предыонизационную плазму. Анализ предплазменного разряда были осуществлен с помощью поясов Роговского, оптической спектроскопии и зондов Ленгмюра. Дополнительно использовалась быстрая ПЗС-камера для регистрации эмиссии во время разряда. Полученные результаты показали, что разряд предварительной плазмы был локализован на определенном расстоянии внутри вакуумной камеры, удовлетворяющем условию существования электронно-циклотронного резонанса. Оцененная плотность плазмы и электронная температура составили 5.5 ⋅ 1016 м–3 и 8 эВ соответственно.

2021, Крат, С. А., Фефелова, Е. А., Пришвицын, А. С., Гаспарян, Ю. М., Писарев, А. А., Гаспарян, Юрий Микаэлович, Пришвицын, Александр Сергеевич, Крат, Степан Андреевич

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 (ОПЭ) [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.

2021, Krat, S. A., Prishvitsyn, A. S., Vasina, Ya. A., Fefelova, E. A., Gasparyan, Yu. M., Pisarev, A. A., Писарев, Александр Александрович, Гаспарян, Юрий Микаэлович, Крат, Степан Андреевич, Пришвицын, Александр Сергеевич

Hydrogen isotope accumulation in fusion devices is a serious problem. Because deuterium-tritium mixture will be a working gas in future fusion devices, including ITER tokamak, tritium accumulation is an issue from the perspective of radiation safety. In total, only 700 grams of tritium are allowed to be present in ITER vessel at any time, with additional 120 in the cryopumps, and 180 grams allocated to measurement error, to the total of 1000 grams.