Персона: Сорокин, Иван Александрович
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
Сорокин
Имя
Иван Александрович
Имя
10 results
Результаты поиска
Теперь показываю 1 - 10 из 10
- ПубликацияТолько метаданныеModification of the tungsten surface under the beam plasma discharge plasmas(2021) Sergeev, N. S.; Sorokin, I. A.; Сергеев, Никита Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович
- ПубликацияОткрытый доступЗАМЕЩЕНИЕ ИЗОТОПОВ ГЕЛИЯ В ВОЛЬФРАМЕ ПРИ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНОМ ИОННОМ ОБЛУЧЕНИИ(НИЯУ МИФИ, 2023) Умеренкова, А. С.; Гаспарян, Ю. М.; Арутюнян, З. Р.; Ефимов, В. С.; Сергеев, Н. С.; Сорокин, И. А.; Остойич, Н.; Остойич, Никола; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Умеренкова, Анастасия Сергеевна; Ефимов, Виталий Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Арутюнян, Зорий Робертович; Сергеев, Никита СергеевичHelium isotope exchange in tungsten during sequential irradiation by 3He and 4He ions at room temperature was investigated. Tungsten samples were irradiated in two ways: by 3 keV mass-separated ion beams, or by low energy ions in plasma discharge. The He amount in W after irradiation was measured using ex-situ (up to 2500 K) thermal desorption spectroscopy. Despite the very high binding energy of He with lattice defects in W, a very high efficiency of He isotope exchange was observed.
- 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.
- ПубликацияТолько метаданныеA new compact linear beam-plasma discharge simulator BPD-PSI(2022) Sergeev, N. S.; Sorokin, I. A.; Podolyako, F. S.; Сергеев, Никита Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Подоляко, Федор СергеевичA new BPD-PSI line-type plasma simulator is introduced. The device features two vacuum units: a target unit and an electron gun unit, connected to each other by a water-cooled electron beam transport channel. The Pierce-type electron gun is used to generate stationary or pulsed electron beam, utilized for beam-plasma discharge generation. The plasma electron density can be varied in the range of n e = 1 × 1016 - 1 × 1018 m-3 with electron temperature in the range of T e = 1-20 eV. The ion flux of 1 × 1021 m-2 s-1 and heat fluxes up to 5 MW m-2 are obtained. A set of utilized plasma and plasma-surface interaction diagnostics are described. Five demonstration experiments are presented: 1) high vs low power beam-plasma operation, 2) beam-plasma discharge with/without presence of an external magnetic field, 3) incident ion flux composition analysis, 4) incident ion energy distribution function measurement, 5) in-situ target surface temperature control and in-vacuo thermal desorption spectroscopy measurement. All of the technical features of the setup described in this paper make it a new tool for studying plasma-surface interactions. © 2022 IOP Publishing Ltd and Sissa Medialab.
- ПубликацияОткрытый доступИССЛЕДОВАНИЕ 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 ВячеславичВыбор 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.
- ПубликацияОткрытый доступМОДИФИКАЦИЯ ПОВЕРХНОСТИ ВОЛЬФРАМА ПОД ДЕЙСТВИЕМ ГЕЛИЕВОЙ ПЛАЗМЫ ПУЧКОВО-ПЛАЗМЕННОГО РАЗРЯДА(НИЯУ МИФИ, 2021) СЕРГЕЕВ, Н. С.; СОРОКИН, И. А.; ПОДОЛЯКО, Ф. С.; Подоляко, Федор Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Сергеев, Никита СергеевичИнтенсивное плазменное воздействие на поверхность тугоплавких металлов, таких как вольфрам, позволяет создавать развитые высокопористые структуры на поверхности. Предлагаются различные способы применения подобных структур, в частности, в качестве облицовочных материалов для нужд термоядерной энергетики [1].
- ПубликацияТолько метаданныеTungsten fuzz annealing effect on deuterium retention in polycrystalline tungsten(2022) Kanashenko, S.; Harutyunyan, Z.; Ogorodnikova, O. V.; Gasparyan, Y.; Efimov, V.; Sorokin, I.; Sergeev, N.; Арутюнян, Зорий Робертович; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Сергеев, Никита Сергеевич© 2022 Elsevier B.V.Using a beam-plasma discharge device operating on helium (He), tungsten with the fuzz on the surface (Wf) has been formed by irradiating polycrystalline tungsten (W) samples with He ions with an energy of ∼150 eV and the fluence of ∼6 × 1024 He/m2 at the temperature of 1273 K. The deuterium (D) retention in Wf annealed at different temperatures was studied by thermal desorption spectroscopy (TDS). Before and after annealing at temperatures of 1000,1200,1400 and 1600 K, Wf was irradiated at room temperature by 2 keV D3+(667 eV/D) ions with the fluence of 1021 D/m2, then in-situ TDS was performed after each irradiation. Annealing W above 1200 K clearly changes the retention mechanism of D: the TDS spectrum consisting of multiple peaks changes to an almost single-peak spectrum. Annealing at 1600 K leads to surface smoothing and the decrease of the D retention by a factor of two compared to the annealing at 1000 K. This can be explained by an increase of the reflection coefficient for the flat W surface. However, the D retention in Wf is significantly higher compared to that in W without He plasma exposure even after annealing at 1600 K, because there are still He bubbles in Wf that effectively trap D
- ПубликацияТолько метаданныеDeuterium retention in the elements of plasma facing components for the DEMO first wall(2022) Bobyr, N.; Kulikova, E.; Gasparyan, Y.; Bachurina, D.; Efimov, V.; Gurova, J.; Podolyako, F.; Sergeev, N. S.; Sorokin, I. A.; Suchkov, A.; Kozlov, I.; Spitsyn, A. V.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Гурова, Юлия Александровна; Подоляко, Федор Сергеевич; Сергеев, Никита Сергеевич; Сорокин, Иван Александрович; Сучков, Алексей Николаевич; Козлов, Илья Владимирович© 2022 Elsevier B.V.The fully reduced activation brazing alloy TiZr4Be and a tantalum intermediate layer are considered to be used for joining tungsten (W) to reduced-activation ferritic-martensitic steel (RAFM) for future DEMO reactor application. Deuterium retention in the W-Rusfer joints and separate elements was investigated with the focus on the intermediate brazing layer. The samples were exposed in deuterium gas (p = 1–104 Pa, T = 300–600°C) and plasma discharge (T = 600°C). An acceptable deuterium concentration was observed after gas exposure at the pressure of 1 Pa, that is relevant to operating conditions of future fusion devices, however the brazing alloy and tantalum accumulate a large amount of deuterium in the case of the pressure above 100 Pa that leads to failure of the joint. The D retention after D plasma irradiation was substantial, but nearly independent on the fluence and the thickness of the W layer due to absorption from surrounding D2 gas.
- ПубликацияОткрытый доступFirst study of lithium boron composite as plasma facing material(2023) Krat, S.; Selivanov, R.; Sorokin, I.; Podolyako, F.; Sergeev, N.; Alieva, A.; Bachurina, D.; Zaripova, M.; Isaenkova, M. G.; Fefelova, E.; Крат, Степан Андреевич; Селиванов, Ростислав Алексеевич; Сорокин, Иван Александрович; Подоляко, Федор Сергеевич; Сергеев, Никита Сергеевич; Исаенкова, Маргарита ГеннадьевнаLithium-Boron Composite Material (LBCM) is presented as a plasma-facing material with a lot of promise from the perspective of liquid metal first wall. LBCM consists of в€ј 20 w.% boron and в€ј 80 w.% lithium, arranged in the form of a Li5B4 matrix filled with metal lithium, similar to capillary porous systems (CPS) already used as plasma-facing elements. The characteristic matrix cell size is approximately 5 Вµm. LBCM was subjected to electron flux and helium plasma in a linear PR-2 device. LBCM maintained physical integrity up to T > 900 В°C. Boron didn’t evaporate from LBCM under electron irradiation, but was sputtered during helium bombardment. CPS-like properties, wherein Li from the whole of the LBCM sample was transported to the area of the highest thermal load were observed.
- ПубликацияТолько метаданныеMeasurements of secondary electron emission yield in the linear plasma simulator BPD-PSI(2023) Sorokin, I. A.; Sergeev, N. S.; Сорокин, Иван Александрович; Сергеев, Никита Сергеевич