Персона:
Елец, Денис Игоревич

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.

Фамилия

Елец

Имя

Денис Игоревич

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 10

Только метаданные
Laser-aided diagnostic of hydrogen isotope retention on the walls of the Globus-M2 tokamak
(2021) Mukhin, E.; Razdobarin, A.; Minaev, V.; Novokhatsky, A.; Gasparyan, Y.; Bulgadaryan, D.; Efimov, N.; Efimov, V.; Krat, S.; Popova, M.; Sinelnikov, D.; Vovchenko, E.; Dmitriev, A.; Elets, D.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Никита Евгеньевич; Ефимов, Виталий Сергеевич; Крат, Степан Андреевич; Синельников, Дмитрий Николаевич; Вовченко, Евгений Дмитриевич; Елец, Денис Игоревич
© 2021The application of the laser-aided diagnostic using the nanosecond laser for direct measurement of hydrogen concentration on the walls of the Globus-M2 tokamak is under discussion. The D release after the laser irradiation with the fluence in the range of 0.1 - 4 J/cm2 was measured in laboratory experiments at the Large MEPhI mass-monochromator facility for W-D, Ti-D films, and for the W tile exposed in the Globus-M tokamak. The desorption flux was high enough to be detected during similar measurements inside the Globus-M2 tokamak. TMAP 7 modeling of D release from W-D films was done for the relatively low laser fluence (< 1 J/cm2). A reasonable agreement with experimental data has been achieved, and the depth of analysis was estimated.
Открытый доступ
ОСАЖДЕНИЕ ПЛЁНОК ВОЛЬФРАМА МЕТОДОМ ЛАЗЕРНОЙ АБЛЯЦИИ
(НИЯУ МИФИ, 2023) МЕДВЕДЕВ, О. С.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; ДМИТРИЕВ, А. М.; ЕЛЕЦ, Д. И.; МУХИН, Е. Е.; ЕФИМОВ, В. С.; ЛЕВИН, А. А.; Елец, Денис Игоревич; Ефимов, Виталий Сергеевич; Медведев, Олег Сергеевич
Благодаря сочетанию физических свойств вольфрам (W) был выбран в качестве материала для наиболее теплонагруженных элементов в токамаке ИТЭР, а именно для дивертора, на который приходятся экстремальные тепловые нагрузки [1]. Характеристики W в качестве материала первой стенки были продемонстрированы в нескольких токамаках, а также в лабораторных экспериментах [2,3]. Однако взаимодействие плазмы со стенкой приводит к распылению и переосаждению W в области дивертора или к смешиванию W с другими примесями плазмы (такими как азот) и образованию комплексных осаждений поверх конструкционных материалов реактора. Переосаждаемые слои обычно характеризуются различной морфологией, структурой, составом и толщиной и чаще всего отличаются по физико-химическим свойствам от объёмных материалов. Как исходные материалы первой стенки, так и переосаждаемые слои подвержены облучению низкоэнергетическими (десятки эВ) интенсивным потокам частиц (до ~1024 м-2 с-1) в области дивертора, что в свою очередь также может влиять на структуру осаждений. Для объёмных вольфрамовых изделий при воздействии плазмы показано формирование различной морфологии в зависимости от ориентации зёрен и также наноразмерных пузырей [4]. Изучение особенностей осажденных слоёв W методом лазерной абляции (PLD) и их последующее облученные дейтериевой плазмой продемонстрировано в работах [5, 6]. Изменение структуры W осаждений в наномасштабе могут иметь важное влияние на процессы взаимодействия плазмы со стенкой в токамаках и способности плёнок к накоплению изотопов водорода. Было показано, что структура плёнки значительно влияет на способность к накоплению изотопов водорода [7].
Открытый доступ
СТРУКТУРА И СВОЙСТВА ПЛЁНОК ВОЛЬФРАМА ПРИ ОСАЖДЕНИИ В АТМОСФЕРЕ ДЕЙТЕРИЯ
(НИЯУ МИФИ, 2024) СМИРНОВА, Е. В.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; ЕЛЕЦ, Д. И.; СНИГИРЕВ, Л. А.; ЛЕВИН, А. А.; Елец, Денис Игоревич; Медведев, Олег Сергеевич
Одной из наиболее острых проблем будущих термоядерных реакторов с DT-циклом является накопление трития в материалах первой стенки, что значительно ограничивает возможный срок эксплуатации установки. Благодаря сочетанию физических свойств вольфрам предполагается использовать в качестве конструкционного материала дивертора и облицовки первой стенки вакуумного объёма международного экспериментального термоядерного реактора ITER [1]. Из-за высоких тепловых нагрузок происходит распыление взаимодействующей с плазмой вольфрамовой облицовки, что естественным образом приводит к появлению переосажденных плёнок вольфрама преимущественно в диверторе. В работе [2] показано, что количество дейтерия в переосажденных плёнках в 10–20 раз превышает накопление в объёме для поликристаллического вольфрама. Переосаждённые плёнки имеют отличные от объёмного материала физические и химические свойства [2]. Структура плёнок может быть, как кристаллической, так и аморфной, что в значительной степени будет сказываться на накоплении изотопов водорода. В связи с этим необходимы дополнительные исследования структуры переосажденных плёнок вольфрама при различных условиях осаждения и её взаимосвязь с накопленным количеством изотопов водорода.
Открытый доступ
ЛАЗЕРНАЯ ДИАГНОСТИКА ИЗОТОПНОГО СОСТАВА УГЛЕВОДОРОДНЫХ ОСАЖДЕНИЙ НА ЭЛЕМЕНТАХ ПЕРВОЙ СТЕНКИ ТОКАМАКА ГЛОБУС-М2
(НИЯУ МИФИ, 2024) МЕДВЕДЕВ, О. С.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СМИРНОВА, Е. В.; ЕЛЕЦ, Д. И.; СНИГИРЕВ, Л. А.; НОВОХАЦКИЙ, Н. А.; Медведев, Олег Сергеевич; Елец, Денис Игоревич
Процессы, происходящие в плазме токамака, неразрывно связаны с состоянием поверхности контактирующих с плазмой элементов стенки. Согласно выводам, основанным на текущих исследованиях в токамаках и в лабораторных установках, взаимодействие плазмы со стенкой, в частности, накопление термоядерного топлива будет одними из ключевых факторов, определяющих характеристики проектируемых в настоящее время термоядерных установок [1]. При этом большинство токамаков на сегодняшний день имеет достаточно ограниченный набор диагностик состояния первой стенки и захвата водорода. Для локального дистанционного мониторинга накопления топлива в токамаках следующего поколения, таких как ИТЭР, ТРТ и т. д. рассматривается возможность проведения измерений содержания топлива лазерно-индуцированными методами с использованием масс-спектрометрии (LIA-QMS и LID-QMS) и эмиссионной спектроскопии (LIBS, LIAS).
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
НАСЫЩЕНИЕ ДЕЙТЕРИЕМ ТОНКИХ ПЛЁНОК ВОЛЬФРАМА И АЛЮМИНИЯ ПРИ ВЫСОКОМ ДАВЛЕНИИ
(НИЯУ МИФИ, 2023) ЕЛЕЦ, Д. И.; ДМИТРИЕВ, А. М.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СНИГИРЕВ, Л. А.; МУХИН, Е. Е.; ВОЙТ, А. П.; ГАБИС, И. Е.; ЕФИМОВ, В. С.; ГАСПАРЯН, М. Ю.; ЕФИМОВ, Н. Е.; Ефимов, Никита Евгеньевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Медведев, Олег Сергеевич; Ефимов, Виталий Сергеевич; Елец, Денис Игоревич
В современных термоядерных реакторах в качестве топлива будет использоваться дейтерий и тритий. Проблема накопления изотопов водорода в конструкционных материалах реакторах хорошо известна. Особое внимание уделяют тритию, нормы содержания которого регламентируются для безопасной работы на установках. Для реактора ITER санитарными нормами устанавливается предел содержания трития порядка 700 г с учётом погрешности диагностики его содержания 30%. Из-за высоких энергетических нагрузок процессе работы реактора неизбежно будет происходить переосаждение конструкционных материалов: бериллия, вольфрама и др. На сегодня известно, что основная часть топлива будет накапливаться именно в переосаждённых слоях. Все эти факторы влияют на формирование технических требований к системе анализа количества изотопов водорода, накопленного внутри реактора.
Открытый доступ
МАГНЕТРОННОЕ ОСАЖДЕНИЕ БЕРИЛЛИЯ И ЦИКЛИЧЧЕСКАЯ ОЧИСТКА МАТЕРИАЛОВ ДИАГНОСТИЧЕСКИХ ОКОН
(НИЯУ МИФИ, 2023) ДМИТРИЕВ, А. М.; РАЗДОБАРИН, А. Г.; СНИГИРЕВ, Л. А.; ЕЛЕЦ, Д. И.; МЕДВЕДЕВ, О. С.; 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; Медведев, Олег Сергеевич
Бериллий является перспективным материалом первой стенки перспективных термоядерных установок, таких как ИТЭР и ТРТ [1]. Площадь бериллиевой облицовки в ИТЭР составляет около 680 м2. На облицовку будут воздействовать высокие тепловые нагрузки, транзиентные плазменные нагрузки (ELM-ы, срывы плазмы), а также высокие потоки ионизирующего излучения [2]. Комбинация данных нагрузок будет приводить к деградации поверхности и структуры бериллиевой облицовки, переосаждению приповерхностных слоев и накоплению в переосажденных слоях термоядерного топлива [3]. Осаждение материалов, состоящих из продуктов эрозии материалов первой стенки (в основном – бериллий и вольфрам может оказать существенное влияние на параметры оптических компонентов, расположенных вблизи первой стенки. По причине высокой токсичности бериллия значительное количество исследований по накоплению изотопов водорода и влиянию осаждений на параметры обращенных к плазме оптических компонентов проводятся с использованием модельных материалов [4, 5]. Тем не менее, несомненно, важной является возможность проведения лабораторных исследований бериллийсодержащих пленочных осаждений и их взаимодействия с другими материалами внутривакуумных компонентов токамаков ИТЭР и ТРТ.
Только метаданные
Diagnostics Complex of the First Wall and Divertor of Tokamak with Reactor Technologies: Control of Erosion and Temperature and Monitoring of Fusion Fuel Build-up
(2022) Razdobarin, A. G.; Gasparyan, Yu. M.; Dmitriev, A. M.; Elets, D. I.; Bulgadaryan, D. G.; Krat, S. A.; Marenkov, E. D.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Елец, Денис Игоревич; Крат, Степан Андреевич; Маренков, Евгений Дмитриевич
Только метаданные
Re-deposition of ITER-grade Be on plasma gun facility QSPA-Be: Characterization & plasma cleaning
(2022) Razdobarin, A. G.; Snigirev, L. A.; Bukreev, I. M.; Babinov, N. A.; Dmitriev, A. M.; Elets, D. I.; Krat, S. A.; Polskij, V. I.; Елец, Денис Игоревич; Крат, Степан Андреевич; Польский, Валерий Игоревич
© 2021Studies of contaminants obtained by spraying ITER-grade Be on a quasi-stationary plasma gun facility QSPA-Be are presented. Contaminating films, consisting mainly of Be and O in approximately equal proportions, were deposited on substrates of quartz, sapphire, single crystalline silicon (SC-Si) and NaCl crystal. Characterization of the deposits was performed using SEM, XPS, EBS, AFM, SE, TEMandSAED and micro-interferometry showing polycrystalline BeO films similar as found in JET-ILW. Films on SC-Si and NaCl were used to characterize their composition and morphology. The cleaning rates in the 81.36 MHz RF discharges in He or D2 at 2 Pa were measured on the SC-Si target. The measured etching rate of the deposited films was several times higher than the rate calculated from the theoretical value of beryllium oxide sputtering yield. Test cleaning of these contaminants was carried out in a capacitively coupled RF discharge (CCRF) from the surface of sapphire and quartz plates, which were considered as a mock-ups of the protective window of the first mirror unit (FMU) designed for ITER divertor Thomson scattering diagnostic system (DTS).
Только метаданные
Laser Diagnostics of Content of Hydrogen Isotopes in the Globus-M2 Tokamak Wall
(2024) Razdobarin, A. G.; Medvedev, O. S.; Bukreev, I. M.; Elets, D. I.; Grishaev, M. V.; Gasparyan, Y. M.; Медведев, Олег Сергеевич; Елец, Денис Игоревич; Гришаев, Максим Валерьевич; Гаспарян, Юрий Микаэлович