Персона:
Арутюнян, Зорий Робертович

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

Арутюнян

Имя

Зорий Робертович

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 30

Только метаданные
Deuterium trapping in the subsurface layer of tungsten pre-irradiated with helium ions
(2021) Kanashenko, S.; Harutyunyan, Z.; Gasparyan, Y.; Ryabtsev, S.; Efimov, V.; Ogorodnikova, O.; Pisarev, A.; Арутюнян, Зорий Робертович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Писарев, Александр Александрович
© 2021The effect of He-induced defects in tungsten on the efficiency of trapping of deuterium ions in the subsurface layer was studied using thermal desorption spectroscopy (TDS). The W sample was pre-irradiated with 3 keV helium ions at room temperature and various fluences in the range of 1019 – 5 × 1021 He/m2. Then, it was exposed to a probe fluence of 1019 D/m2 of 2 keV D3+ (670 eV/D) ions, and in-situ TDS was performed. The de-trapping energy for D atoms increased with the increase of the He pre-irradiation fluence. On the other hand, a strong decrease in the D retention was observed if the He fluence increased above 1021 He/m2. At the highest He fluence of 5 × 1021 He/m2 deuterium trapping was possible only after partial release of He atoms. By comparison of experimental TDS spectra with modeling, the de-trapping energies of D atoms from various defects were estimated.
Только метаданные
Deuterium retention in W-Cr-Y alloy: Impact of the manufacturing method and helium presence
(2023) Harutyunyan, Z.; Ogorodnikova, O. V.; Gasparyan, Y. u.; Umerenkova, A.; Wang, Y.; Арутюнян, Зорий Робертович; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Умеренкова, Анастасия Сергеевна
Только метаданные
Retention of Deuterium in the Surface Layers of Tungsten Preliminarily Irradiated with Helium Ions
(2020) Harutyunyan, Z. R.; Gasparyan, Y. M.; Efimov, V. S.; Ryabtsev, S. A.; Pisarev, A. A.; Арутюнян, Зорий Робертович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Писарев, Александр Александрович
© 2020, Allerton Press, Inc.Abstract: The retention of deuterium in tungsten preliminarily irradiated with helium ions is investigated by means of thermal desorption spectroscopy (TDS). Preliminary irradiation is performed with a He+ ion beam having an energy of 3 keV and fluence ranging in the interval 1019–1021 He m−2, in order to produce a defect structure typical of different degrees of damage. The specimens are then irradiated with D+3 ions having an energy of 2 keV and a weak fluence of 1019 D m−2, with subsequent TDS analysis to characterize the interaction between deuterium and helium-induced defects. It is shown that an increase in the deuterium retention is observed as soon as irradiation with the minimal fluence of helium ions, but it falls to the background level at fluences above 5 × 1021 He m−2.
Открытый доступ
COMPARISON OF DEUTERIUM RETENTION IN TUNGSTEN AND WCrY ALLOY IN THE PRESENCE OF HELIUM
(НИЯУ МИФИ, 2021) Harutyunyan, Z.; Gasparyan, Yu.; Pisarev, A.; Litnovsky, A.; Klein, F.; Linsmeier, Ch.; Писарев, Александр Александрович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Арутюнян, Зорий Робертович
During operation of the future fusion power plant, the plasma-facing components (PFC) will be exposed to intense fluxes of particles of deuterium, tritium, helium, as well as neutrons arising in the process of the D–T fusion reaction. In this regard, one of the important challenges is to minimize the accumulation of radioactive tritium in the PFC [1, 2], as well as to study the effect on the accumulation of helium impurities in the plasma.
Только метаданные
Tungsten 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
Только метаданные
Annealing effect on deuterium retention in W-Cr-Y alloy
(2024) Wang, Y.; Harutyunyan, Z.; Gasparyan, Y.; Ogorodnikova, O.; Sinelnikov, D.; Efimov, N.; Umerenkova, A.; Grishaev, M.; Арутюнян, Зорий Робертович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Синельников, Дмитрий Николаевич; Ефимов, Никита Евгеньевич; Умеренкова, Анастасия Сергеевна; Гришаев, Максим Валерьевич
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
НАКОПЛЕНИЕ ГЕЛИЯ В ВОЛЬФРАМЕ ПРИ ИОННОМ И ПЛАЗМЕННОМ ОБЛУЧЕНИИ
(НИЯУ МИФИ, 2018) РЯБЦЕВ, С. А.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; ЕФИМОВ, В. С.; АРУТЮНЯН, З. Р.; КАЗИЕВ, А. В.; ХАРЬКОВ, М. М.; ПИСАРЕВ, А, А.; Арутюнян, Зорий Робертович; Писарев, Александр Александрович; Казиев, Андрей Викторович; Харьков, Максим Михайлович; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич
Внедрение гелия (He), продукта D–T реакции, в обращенные к плазме материалы термоядерных реакторов может существенным образом влиять на структуру их поверхностного слоя и на накопление изотопов водорода в этих материалах.
Открытый доступ
КОРРЕЛЯЦИЯ НАКОПЛЕНИЯ ДЕЙТЕРИЯ СО СТРУКТУРОЙ W и W-Cr-Y
(НИЯУ МИФИ, 2025) ОГОРОДНИКОВА, О. В.; АРУТЮНЯН, З. Р.; УМЕРЕНКОВА, А. С.; НИКИТИН, А. А.; ГАСПАРЯН, Ю. М.; Умеренкова, Анастасия Сергеевна; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Никитин, Александр Александрович; Арутюнян, Зорий Робертович
Ключевой проблемой в создании реактора термоядерного реактора (ТЯУ) является разработка надежных материалов, взаимодействующих с плазмой. Одними из перспективных материалов для применение в термоядерной энергетике являются cамопассивируемые дисперсно-упрочненные оксидами иттрия «умные» вольфрамовые сплавы W-10%Cr-0,5%Y, разработанные в качестве потенциального материала, взаимодействующего с плазмой, для демонстрационной термоядерной электростанции DEMO, в которых наноразмерные оксидные включения равномерно распределены на границах зерен, а хром находится в растворенном состоянии в матрице металла [1-2]. Эти сплавы устойчивы к окислению и технологическим выбросам радиоактивного трития в случае аварии с утечкой теплоносителя и попадании воздуха в систему охлаждения. Накопление изотопов водорода влияет на термомеханические свойства материалов, топливный баланс в реакторе, контроль плотности плазмы, а также является проблемой с точки зрения безопасности и экономики (запас трития ограничен). Так как тритий является радиоактивным, то контроль за его накоплением в стенках ТЯУ имеет первостепенное значение с точки зрения безопасности. Накопление трития не должно превышать 700 г по нормам безопасности [3]. В данной работе исследуется накопление дейтерия в исходном W-Cr-Y сплаве и сплавах, отоженных при 1273 и 1473 К по сравнению с поликристаллическим и нанокристаллическим вольфрамом. Проведено всестороннее исследование (i) микро- и нано- структуры материалов с помощью просвечивающей электронной микроскопии (ПЭМ), энергодисперсионной рентгеновской спектрометрии (EDXS), атомно-зондовой томографии (APT) и наноиндентирования, и (ii) удержания дейтерия с помощью термодесорбционной спектроскопии (TDS) до и после отжига сплава при температурах 1273 и 1473 К, а также чистого вольфрама с разной структурой.
Только метаданные
Helium retention in tungsten under plasma and ion beam irradiation and its impact on surface morphology
(2020) Gasparyan, Y.; Ryabtsev, S.; Efimov, V.; Harutyunyan, Z.; Aksenova, A.; Poskakalov, A.; Kaziev, A.; Kharkov, M.; Ogorodnikova, O.; Pisarev, A.; Гаспарян, Юрий Микаэлович; Ефимов, Виталий Сергеевич; Арутюнян, Зорий Робертович; Аксенова, Александра Сергеевна; Казиев, Андрей Викторович; Харьков, Максим Михайлович; Огородникова, Ольга Вячеславовна; Писарев, Александр Александрович
Helium (He) is a product of deuterium-tritium (DT)-fusion reaction and will be a natural impurity in DT plasma in future fusion devices. He retention in tungsten irradiated by plasma and mass-separated ions in a wide temperature range (300-1200 K) was investigated by means of thermal desorption spectroscopy (TDS). He retention did not exceed the level of 1.5 x 10(21) He m(-2) for all investigated samples. A significant effect of air exposure on TDS spectra was demonstrated. In contrast to in situ TDS measurements, He release after interaction with the air started from similar to 400 K, even in the case of high temperature irradiation. Changes in surface morphology were analyzed by secondary electron microscopy. Blisters were found at the surface after ion irradiation at low temperatures. Acceleration of surface modification and more complex surface morphology was observed in the case of irradiation at temperatures above 1000 K.