Персона: Огородникова, Ольга Вячеславовна
Загружается...
Email Address
Birth Date
Научные группы
Организационные подразделения
Организационная единица
Институт лазерных и плазменных технологий
Стратегическая цель Института ЛаПлаз – стать ведущей научной школой и ядром развития инноваций по лазерным, плазменным, радиационным и ускорительным технологиям, с уникальными образовательными программами, востребованными на российском и мировом рынке образовательных услуг.
Статус
Фамилия
Огородникова
Имя
Ольга Вячеславовна
Имя
12 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 12
- ПубликацияОткрытый доступCORRELATION OF DEUTERIUM RETENTION WITH CRYSTALLINE STRUCTURE IN DENSE AND DISORDERED TUNGSTEN COATINGS(НИЯУ МИФИ, 2017) Ogorodnikova, O. V.; Ruset, C.; Dellasega, D.; Pezzoli, A.; Passoni, M.; Sugiyama, K.; Gasparyan, Yu.; Efimov, V.; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Огородникова, Ольга ВячеславовнаDense nano-structured tungsten (W) coatings are used as plasma-facing materials in current tokamaks and thick coatings are suggested to be used also for the future fusion devices, ITER and DEMO. In this study, deuterium (D) retention in various W coatings was investigated to understand dependences of the D retention on the crystalline structure of each W coating and on the substrate material.
- ПубликацияОткрытый доступSURFACE MODIFICATIONS OF W-BASED MATERIALS UNDER HELIUM AND DEUTERIUM ION IMPLANTATION(НИЯУ МИФИ, 2021) Ogorodnikova, O. V.; Klimov, N. S.; Gasparyan, Yu. M.; Harutyunyan, Z. R.; Efimov, V. S.; Kovalenko, D.; Gutarov, K.; Poskakalov, А. G.; Kharkov, M. M.; Kaziev, A. V.; Харьков, Максим Михайлович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Казиев, Андрей Викторович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Огородникова, Ольга ВячеславовнаIn a thermonuclear reactor, materials will be irradiated with hydrogen isotopes and helium (He), neutrons, and heat fluxes. Tungsten (W) and dense nano-structured tungsten (CMSII) coatings are used as plasma-facing materials in current tokamaks and suggested to be used for future fusion devices. In this regard, the study of the accumulation of He and deuterium (D) in W based materials and corresponding surface 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, in this work, irradiation of W-based materials with D and He ions in stationary regime and in quasi-stationary high-current plasma gun QSPA-T below and above the melting threshold has been performed. In QSPA-T, a pulse duration was 1 ms and number of pulses was varied from one to thirty. In stationary plasma loads, ion energy was varied from 20 to 3 keV, temperature 300-1200 K and flux/fluence 1017-1021 at/m2s/1020-1025 at/m2.
- ПубликацияОткрытый доступМОДИФИКАЦИЯ 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 СергеевичОдним 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.
- ПубликацияОткрытый доступМОДЕЛИРОВАНИЕ НАКОПЛЕНИЯ ДЕЙТЕРИЯ ПРИ ИМПУЛЬСНЫХ ПЛАЗМЕННЫХ НАГРУЗКАХ ХАРАКТЕРНЫХ ДЛЯ ИТЭР(НИЯУ МИФИ, 2020) ПОСКАКАЛОВ, А. Г.; КЛИМОВ, Н. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; КОВАЛЕНКО, Д. В.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; ЕФИМОВ, В. С.; Климов, Николай Сергеевич; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гаспарян, Юрий МикаэловичВ Международном термоядерном реакторе ИТЭР в качестве обращенного к плазме материала будет использоваться вольфрам (W), из которого будет изготовлено защитное покрытие диверторных пластин. Тепловые нагрузки на пластины дивертора в токамаке масштаба ИТЭР в стационарной стадии DT-разряда будут достигать ~10 МВт/м2, приводя к повышению температуры пластин в среднем до 1400 К; в срывах и ЭЛМах импульсные кратковременные нагрузки (~ 1 мс) на диверторные пластины будут достигать величины 0,6 – 3,5 ГВт/м2, что будет вызывать периодическое повышение температуры, сопоставимой с температурой плавления материала [1].
- 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 доступВЛИЯНИЕ ЭНЕРГИИ ИОНОВ НА ЗАМЕЩЕНИЕ ИЗОТОПОВ ГЕЛИЯ В ВОЛЬФРАМЕ(НИЯУ МИФИ, 2024) УМЕРЕНКОВА, А. С.; АРУТЮНЯН, З. Р.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ЕФИМОВ, В. С.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; ОСТОЙИЧ, Н.; Остойич, Никола; Арутюнян, Зорий Робертович; Умеренкова, Анастасия Сергеевна; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий СергеевичВ будущих термоядерных реакторах изменение структуры материалов обращенных к плазме элементов (ОПЭ) реактора и накопление гелия как продукта термоядерной реакции в них будет влиять на эффективность захвата и рециклинг изотопов водорода. Вольфрам широко используется в современных термоядерных установках в качестве материала облицовки ОПЭ, поэтому поведения гелия в этом материале вызывает интерес.
- ПубликацияОткрытый доступНАКОПЛЕНИЕ ДЕЙТЕРИЯ В ВОЛЬФРАМЕ ПРИ МОЩНЫХ ИМПУЛЬСНЫХ ПЛАЗМЕННЫХ НАГРУЗКАХ(НИЯУ МИФИ, 2019) ПОСКАКАЛОВ, А. Г.; КЛИМОВ, Н. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; ЕФИМОВ, В. С.; ЗИБРОВ, М. С.; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Климов, Николай Сергеевич; Ефимов, Виталий СергеевичВ Международном термоядерном реакторе ИТЭР в качестве обращенных к плазме материалов будут использоваться вольфрам (W) и бериллий (Be). Из вольфрама будет изготовлено защитное покрытие диверторных пластин, а из бериллия — поверхность первой стенки. Тепловые нагрузки на пластины дивертора в токамаке масштаба ИТЭР в стационарной стадии DT-разряда будут достигать ~10 МВт/м2, приводя к повышению температуры пластин в среднем до 1400 К; в срывах и ЭЛМах импульсные кратковременные нагрузки на диверторные пластины будут достигать величины 0,6 – 3,5 ГВт/м2, что будет вызывать периодическое повышение температуры материала до температуры, сопоставимой с температурой плавления материала.
- ПубликацияОткрытый доступPERSPECTIVE FUNCTIONAL MATERIALS UNDER EXTREME CONDITIONS: HIGH HEAT AND PARTICLE FLUXES AND NEUTRON IRRADIATION(НИЯУ МИФИ, 2019) OGORODNIKOVA, O. V.; KLIMOV, N. S.; GASPARYAN, Yu. M.; EFIMOV, V. S.; POSKAKALOV, А. G.; KAZIEV, A. V.; KHARKOV, M. M.; VOLKOV, N. V.; Казиев, Андрей Викторович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Ефимов, Виталий Сергеевич; Харьков, Максим МихайловичIn a thermonuclear reactor, materials will be irradiated with energetic particles of hydrogen isotopes and helium (He), neutrons, and heat fluxes. Tungsten and dense nano-structured tungsten (W) coatings are used as plasma-facing materials in current tokamaks and are the reference materials of the ITER divertor and DEMO reactor and the possibility of using reduced-activated ferrite-martensitic, RAFM, steels not only as structural materials, but also as the material of the first wall of the thermonuclear reactor is considered. Also, these steels, together with a new generation oxide dispersion strengthening (ODS) steels by the addition of Y2O3 particles are considered as promising materials for fast neutron fuel cladding. In structural materials of the reactor core on fast neutrons at deep burn-up of nuclear fuel (15-20% and more t.a.) and, especially, the first wall and other nodes of the fusion reactor chamber, together with a high level of radiation damage, there will be an accumulation of significant amounts of helium and hydrogen isotopes. Hydrogen embrittlement and helium swelling in a fusion reactor are important issues that determine the applicability of the material and can cause a reduction in the lifetime of reactor components. Moreover, accumulation of helium in a metal at elevated temperatures leads to the growth of the so-called nano-structured ‘fuzz’ on the metal surface as well as high heat fluxes significantly change the near surface layers by melting and cracking. In this regard, the study of the accumulation of helium and hydrogen isotopes in W-based materials and in RAFM steels, the study of surface modification under the influence of plasma irradiation and a fundamental understanding of radiation damage in W- and Fe- based materials is critical for the design of materials in extreme environment, for example, for fusion reactors.
- 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 доступВЛИЯНИЯ ИМПУЛЬСНЫХ ПЛАЗМЕННЫХ ПОТОКОВ ДЕЙТЕРИЕВОЙ И ГЕЛИЕВОЙ ПЛАЗМЫ НА СТРУКТУРУ ПОВЕРХНОСТНОГО СЛОЯ ВОЛЬФРАМА ПРИ ТЕПЛОВЫХ НА-ГРУЗКАХ, ХАРАКТЕРНЫХ ДЛЯ ПЕРЕХОДНЫХ ПЛАЗМЕННЫХ ПРОЦЕССОВ В ИТЭР(НИЯУ МИФИ, 2017) ПОСКАКАЛОВ, А. Г.; КЛИМОВ, Н. С.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ОГОРОДНИКОВА, О. В.; БАРСУК, В. А.; ЕФИМОВ, В. С.; ДАНИЛИНА, Н. А.; Климов, Николай Сергеевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Огородникова, Ольга ВячеславовнаВ Международном термоядерном реакторе ИТЭР в качестве обращен-ных к плазме материалов будут использоваться вольфрам (W) и бериллий (Be). Из вольфрама будет изготовлено защитное покрытие диверторных пластин, а из бериллия — поверхность первой стенки. Наиболее значи-тельные повреждения защитных покрытий ожидается во время переход-ных плазменных процессов, таких как ЭЛМ-события, тепловая стадия срыва, ослабленный срыв. Импульсные тепловые нагрузки, ожидаемые во время этих событий, не достижимы на действующих токамаках, по этой причине другие физические установки, такие как лазерные источники, источники на основе ионных и электронных пучков, а также мощные плазменные ускорители применяются для исследования эрозии обращен-ных к плазме материалов и испытания защитных покрытий токамака ИТЭР.