Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора

Коршунов, Сергей Николаевич

Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.07 ВАК РФ

Коршунов, Сергей Николаевич АВТОР

кандидата физико-математических наук УЧЕНАЯ СТЕПЕНЬ

Москва МЕСТО ЗАЩИТЫ

2007 ГОД ЗАЩИТЫ

01.04.07 КОД ВАК РФ

Диссертация по физике на тему «Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора»

Автореферат диссертации на тему "Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора"

На правах рукописи

ииаибЗ1Б5

Коршунов Сергей Николаевич

ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ ПЛАЗМЕННЫХ ПОТОКОВ И ИОННЫХ ПУЧКОВ НА ОБРАЩЕННЫЕ К ПЛАЗМЕ МАТЕРИАЛЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Специальность: 01.04.07 - «Физика конденсированного состояния»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва-2007 г.

003053165

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Научный руководитель: доктор физико-математических наук,

профессор

Гусева Мария Ильинична

Официальные оппоненты: - доктор физико-математических наук,

профессор

Бондаренко Геннадий Германович - доктор физико-математических наук, Шарапов Валерий Михайлович

Ведущая организация: ФГУП ГНЦ РФ Институт теоретической и

экспериментальной физики (ИТЭФ)

Защита состоится «21» 02 2007 г. на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 в Московском инженерно-физического института (государственного университета) по адресу: 115409, г. Москва, Каширское шоссе, д. 31

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского инженерно-физического института (государственного университета)

Автореферат разослан « » января _ 2007 г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.130.04, д. ф.-м. н., профессор

Кудрявцев Е.М.

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Изучение процессов, происходящих при взаимодействии плазмы с материалами, представляет научный и практический интерес для исследований в области физики плазмы и проблемы управляемого термоядерного синтеза. К моменту начала выполнения данной работы ряд принципиальных вопросов, связанных с выбором обращенных к плазме материалов для термоядерного реактора и важных для его безопасности, были недостаточно изучены.

Бериллий, вольфрам и углеволокнистый композит предполагается использовать в качестве обращенных к плазме материалов международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР). Возможность использования вольфрама в качестве материала диверторного устройства вызывало сомнение, вследствие больших радиационных потерь плазмы при попадании в нее распыленных атомов вольфрама. Вольфрам характеризуется высоким энергетическим порогом физического распыления ионами изотопов водорода, который, однако, снижается приблизительно на порядок при наличии на его поверхности оксидной пленки. В связи с этим возникла задача более точного определения энергетических порогов распыления и оксида ионами дейтерия. Бериллий в качестве материала первой стенки реактора будет иметь наибольшую площадь контакта с плазмой. Экспериментальные значения коэффициентов распыления Ве легкими ионами характеризуются большим разбросом, обусловленным образованием на его поверхности оксидной пленки, приводящей к изменению энергетического порога распыления Ве. Кроме того, в литературе отсутствовали экспериментальные данные о коэффициентах распыления бериллия и переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве-\¥ ионами Ве+. Изучение проблемы срывов плазмы имеет актуальное значение для безопасности реактора как с точки зрения ускоренной эрозии материалов, контактирующих с плазмой, так и образования продуктов эрозии. До настоящего времени не проводились исследования влияния облучения в стационарной плазме на эрозию материалов и накопление в них дейтерия при срывах плазмы и, наоборот, срывов плазмы на накопление дейтерия при работе реактора в нормальном режиме, как это ожидается в ТЯР. Все вышесказанное определяет актуальность проведения имитационных исследований эрозии материалов и накопления в них изотопов водорода при последовательном воздействии стационарной и импульсной плазмы, моделирующих условия работы ТЯР в нормальном режиме со срывами плазмы.

Актуальность диссертационной работы подтверждается также тем, что исследования выполнялись в рамках Федеральных целевых научно-технических программ «Международный термоядерный реактор ИТЭР и на-

учно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку» на 1996-1998 годы (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.96) и на 1999-2001 годы (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.98); Федеральной целевой программы «Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002-2005 годы (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.01); Проекта Международного научно-технического центра (МНТЦ) № 350; Заданий Центральной Команды ИТЭР (ЦКИ): БиЫаБк 10 0-81ТТ 06 Т 503, С-81ТТ 04 Т 506, С-81ТТ 04 Т 226.А.1 и 0-81ТТ 04 Т 226.А.2.

Цель работы - выявление основных закономерностей эрозии обращенных к плазме материалов и накопления в них изотопов водорода при воздействии плазменных потоков и ионных пучков в условиях имитации нормального режима работы и срывов тока плазмы в термоядерном реакторе. Научная новизна:

1. впервые экспериментально определены энергетическая, температурная и угловая зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве-\¥ ионами Ве+;

2. с использованием метода автоионной микроскопии определены энергетические зависимости коэффициентов распыления ионами бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя и установлены значения пороговых энергий распыления данных материалов;

3. установлен бимодальный характер распределения продуктов эрозии угле-графитовых материалов при воздействии потоков импульсной дейтерке-вой плазмы и выявлено, что значительный вклад в эрозию вносит их хрупкое разрушение вследствие термонапряжений, а для легированного графита РГ-Т-91 характер эрозии зависит от рельефа поверхности, сформированного в процессе воздействия стационарной плазмы;

4. при воздействии потоков импульсной дейтериевой плазмы на вольфрам обнаружена «капельная» эрозия материала, и предложен механизм формирования пространственного распределения продуктов эрозии в зависимости от их размеров;

5. впервые получены данные о накоплении изотопов водорода при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы в углеграфи-товых материалах, вольфраме и в соосажденных углеродных слоях на вольфраме и показано, что воздействие потоков импульсной плазмы уменьшает накопление дейтерия в вольфраме при последующей экспозиции в стационарной плазме и увеличивает накопление дейтерия в соосаж-денном углеродном слое.

Практическая значимость.

1. Выявлены основные закономерности радиационной эрозии и накопления изотопов водорода в обращенных к плазме материалах ИТЭР при воздействии на них плазменных потоков и ионных пучков, имитирующих нормальный режим работы и срывы плазмы в реакторе. Полученные результаты использованы для расчета времени жизни обращенных к плазме элементов ТЯР и для решения проблемы его радиационной безопасности.

2. Результаты определения энергетических порогов физического распыления металлов и их соединений ионами легких элементов (Н*, Не+, О^ с помощью метода автоионной микроскопии имеют принципиальное значение не только для материаловедческой проблемы ТЯР, но и для широкого круга практических проблем, связанных с физикой поверхности. Полученные результаты представляют практический интерес для физической электроники и ее научно-технических приложений, основанных на эмиссии атомных частиц, в частности, для термокатодов и оксидных катодов, применяемых в термоэлектрических преобразователях, автоионных и автоэлектронных микроскопах и других приборах.

Все выполненные в диссертации исследования были заказаны ЦКИ. На защиту выносятся:

• экспериментальные результаты определения энергетической, температурной и угловой зависимостей коэффициентов распыления бериллия, энергетической зависимости коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве-\¥ ионами Ве+ и физическая модель влияния формирующегося при распылении микрорельефа поверхности на коэффициент самораспыления бериллия;

• экспериментальные результаты определения энергетических зависимостей коэффициентов распыления Ве, \У, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя ионами Б+ вблизи энергетических порогов распыления, полученные с помощью автоионного микроскопа;

• экспериментальные результаты исследования эрозии различных углегра-фитовых материалов (С/С-композит, легированный графит РГ-Т-91 и мелкозернистый графит МПГ-8) и сортов вольфрама при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы;

• результаты изучения накопления изотопов водорода в бериллии при ионном облучении, в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосажден-ных углеродных слоях на вольфраме при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы;

• физические модели эрозии исследованных материалов: «капельной» эрозии вольфрама, эрозии по механизму хрупкого разрушения углеграфито-

вых материалов, модель накопления низкоэнергетического водорода в бериллии, облученном высокоэнергетическими ионами гелия.

Апробация работы. Результаты исследований докладывались и обсуждались на следующих международных и российских конференциях и семинарах: Межд. конф. по взаимодействию плазмы с поверхностью в ТЯУ (PSJ-12, Сан-Рафаэль, 1996; PSI-13, Сан-Диего, 1998; PSI-14, Розенхайм, 2000; PS1-15, Гифу, 2002; PSI-16, Киото, 2004); Межд. конф. по материалам для ТЯР (ICFRM-8, Токио, 1997; ICFRM-9, Колорадо-Спрингс, 1999; ICFRM-10, Ба-ден-Баден, 2001; ICFRM-11, Киото, 2003); Межд. семинары по бериллиевым технологиям для термоядерного синтеза (№2, Джексон-Лэйк, 1995; №3, Ми-то, 1997; №4, Карлсруэ; №6, Миязаки, 2003; №7, Сан-Рафаэль, 2005); Межд. семинары по водородному рециклингу в ОПМ (№ 1, Токио, 1998; № 2, С.Петербург, 1999); Межд. симпоз. по технологиям термоядерного синтеза (SOFT-18, Карлсруэ, 1994; SOFT-20, Марсель, 1998; SOFT-21, Мадрид, 2000), VII и IX Межнац. совещ. «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, 1997 и 1999; V Рос.-япон. симпоз. по взаимодействию быстрых заряженных частиц с твердым телом, Белгород, 1996; XII Межд. конф. по электростатическим ускорителям, Обнинск, 1999; III Межд. семинар «Радиационная физика металлов и сплавов», Снежинск, 1999; XIV, XV, XVI и XVII Межд. конф. по взаимодействию ионов с поверхностью, Звенигород, 1999, 2001,2003 и 2005; XXXII Межд. конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород, 2005; XXXV Межд. конф. по физике взаимодействия заряженных частиц с кристаллами, Москва. 2005.

Публикации. В диссертационную работу включены результаты исследований, опубликованные в 40 печатных работах в отечественных и иностранных журналах, сборниках и тезисах докладов различных конференций, в том числе, 15 статей в рецензируемых изданиях.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав с выводами в конце каждой главы, основных выводов и списка литературы. Диссертация изложена на 179 страницах, включая 98 рисунков, 20 таблиц и 257 наименований в списке литературы. Основное содержание работы.

Во введении обоснована актуальность решаемой проблемы, определена цель работы, сформулированы научная новизна, практическая ценность и основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе дан обзор опубликованных работ по теме диссертации, проанализированы результаты предшествующих исследований по эрозии кандидатных материалов ИТЭР'а и накоплению в них изотопов водорода. Показано, что к началу диссертации в литературе отсутствовали эксперимен-

тальные данные по энергетической, температурной и угловой зависимостям коэффициентов распыления Ве ионами Ве+, а измерения коэффициента распыления Ве ионами дейтерия в припороговой области энергий имели большой разброс значений. Не было изучено влияние сочетания нормального режима работы ИТЭР'а со срывами, как это ожидается в ТЯР, на эрозию материалов и накопление в них дейтерия. Определены задачи работы. Практически все задачи были выданы Центральной Командой ИТЭР'а в качестве домашних заданий в течение ряда лет.

Вторая глава посвящена описанию экспериментальных установок, методик экспериментов, методов исследований обращенных к плазме материалов.

В настоящей работе исследовались обращенные к плазме материалы, в том числе рекомендованные в качестве экранных для ИТЭР, а именно: бериллий марок ТШП-56 и 8-65С, графиты МПГ-8 и РГ-Т-91(7,5%Т1), С/С композиты БЕР №331, УАМ-92 -5Д и УАМ-92 -5Б-Ть различные сорта вольфрама V/-1%Ьа203, \V-13I (сплав \V-Mo-Y), 11), \У-10%Ке; \У-0.04%Мо.

Основные исследования по распылению Ве одноименными ионами проводились в электромагнитном изотопном сепараторе с использованием модифицированного высокотемпературного ионного источника и специально разработанных приемных устройств. Общий ток ионов Ве+ составлял 25 мА. Энергия ионов варьировалась от 0.3 до 10 кэВ. Величина потока ионов Ве+ изменялась в диапазоне (5-20)-1019 м~2 с'1. Максимальная площадь ионного пучка составляла 10"2 м2. Образцы имели форму круглых дисков диаметром 1,7-10"2 м и толщиной 2-Ю"3 м. Определение коэффициентов самораспыления бериллия проводилось методом взвешивания.

Приведено описание методики использования автоионной микроскопии для определения порогов распыления ионами и Не+ бериллия, вольфрама, окиси вольфрама и перемешанных слоев \У-С на поверхности вольфрама, а также измерения энергетических зависимостей коэффициентов распыления указанных материалов ионами дейтерия и гелия в припороговой области энергий. Процедура измерения коэффициентов распыления состояла из следующих основных операций: а) изготовление игольчатых образцов и их установка в автоионный микроскоп; б) вакуумная откачка микроскопа и напуск изображающего и бомбардирующего газа; в) предварительный автоионный или десорбционный микроскопический анализ исходной поверхности, г) очистка поверхности путем испарения полем с целью ее максимального сглаживания; д) импульсное облучение поверхности образцов ионами Не+ или Б+; е) повторный микроскопический анализ образцов на предмет образования на их поверхности единичных вакансий.

Эксперименты по изучению накопления изотопов водорода в Be, W, графите и С/С композитах в условиях стационарной плазмы проводились в установках с пучково-плазменным разрядом ЛЕНТА и ПЛАСТ при потоках плазмы 5-1021- 1022 m'V1, энергии ионов D+ 5-6000 эВ и флюенсах до 10"26м'2.

Эксперименты по моделированию режимов срыва тока плазмы в ТЯР проводились в электродинамическом плазменном ускорителе MKT в ТРИ-НИТИ (г. Троицк). Плотность потока энергии в ускорителе MKT варьировалась от 200 кДж/м2 на имп. до 900 кДж/м2 на имп., максимальная энергия ионов дейтерия составляла 1-2 кэВ, плотность плазмы ~ 1015 см"3, длительность импульса - 60 мкс. Число импульсов изменялось от 2 до 10.

Продукты эрозии в экспериментах по срывам плазмы собирались на коллекторы из базальтовой ткани, на пластины монокристаллического кремния и исследовались в просвечивающих электронных микроскопах ЭММА, JEM-100С и в растровом электронном микроскопе JSM-35CF.

Для определения профилей распределения и интегральных концентраций дейтерия применялся метод регистрации ядер отдачи. В этих экспериментах пучок ионов Не+ с энергией 2.2 МэВ падал на исследуемый образец под углом 15° к поверхности, а ядра отдачи анализировались полупроводниковым детектором под углом 30° к направлению падения ионов Не+. Распределение дейтерия по глубине рассчитывалось по энергетическим спектрам ядер отдачи дейтерия. Компьютерные спектры сравнивались с экспериментальными, с помощью специальной программы, учитывающей разрешающую энергетическую способность метода. Для получения абсолютных значений концентрации атомов дейтерия, оборудование калибровалось с помощью стандартных тонкопленочных образцов из лавсана.

До и после экспозиции материалов в стационарной и импульсной плазме проводились исследования топографии поверхности в сканирующем электронном микроскопе JSM-35CF, рельеф поверхности изучался с помощью профилометра ALPHA-200. Химический состав модифицированных поверхностных слоев материалов, изучался методом резерфордовского обратного рассеяния (POP) и Оже-электронной спектроскопии. Химический состав продуктов эрозии анализировался с помощью рентгеновского микроанализатора LINK System-1000 и LINK 10 непосредственно в микроскопе JEM-100C.

Третья глава посвящена экспериментальному исследованию закономерностей физического распыления ионами D+, Не4, Ве+ обращенных к плазме материалов ТЯР. В настоящей работе были определены энергетическая (рис. 1), температурная (рис. 2), угловая (рис. 3) зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Be, Ве-С, Be-W ионами Ве+.

>-• 0.010

/ ■ , i

¡i 1

001 0.10 1.00 10.00 Е, «íB

Fue. 1. Энергетическая зависимость коэффициента самораспыления Ве: (- - -) -расчет Экштейна, (•••)- эксперимент

еоо воо 10ОО 1200 т, к

Рис. 2. Температурная зависимость коэффициента эрозии Ве, облученного ионами Ве* с энергией 1 кэВ

Анализ полученных результатов показал, что: изменение коэффициента самораспыления Ве с ростом энергии ионов хорошо согласуется с расчетными данными Экштейна; в интервале температур 370-720К коэффициент самораспыления Ве не зависит от температуры, а при температурах выше 820К - резко возрастает до значения 1ат./ион при 1120К, вследствие превалирующего процесса сублимации; коэффициенты распыления переосаждснных смешанных слоев определяются в основном селективным распылением бериллия, Наибольшие различия между экспериментальными и расчетными значениями коэффициента самораспыления Ве обнаружены в области максимума угловой зависимости (интервал 45-85°), В этом угловом интервале на поверхности Вс образуется волновой рельеф (рис. 4) в виде ряби с фронтом волны, перпендикулярным направлению падения ионного пучка.

2.6 2.0 1.6 1.0 О.Б

ч/Л

/ / > {

20 40 60 ВО 100

Угьп падении, г нал

Рис. 3. Зависимости коэффициента распыления Ве от угла падения ионов Ве' с энергией I кэВ при 67ОК: (---)- расчет Экштейна, (*'*)- эксперимент, (—) —расчет с учетом микрорельефа

Рис. 4. Поверхность бериллия, облученного ионами Ве* с энергией I кэВ при 670Киугле падения 0=60"

Предложена физическая модель влияния формирующегося при распылении микрорельефа поверхности на коэффициент самораспыления бериллия. В модели рассматривается суммарный коэффициент распыления (Yj), включающий две составляющие, одна из которых соответствует распылению материала с плоской поверхности (Упл), другая - распылению с рельефных структур (Yp), причем эти составляющие коэффициента распыления суммируются с весовыми коэффициентами, соответствующими доле занимаемой площади плоской (г)^) и рельефной (r)sp) поверхностей: Yj = r)sn„ -Y^ + Г|% -Yp Угловая зависимость коэффициента распыления представляется в виде: Y(E0, 0) = YO(EO,0 = 0°>(cos 0)"f -exp{f-[l - (cos 6)"']-cos 6opL} - формула Ямамуры, где E0 — энергия ионов, 9 - угол падения ионов, Y0 — коэффициент распыления при нормальном падении ионов, f и 80pL - подгоночные параметры. Выражение для интегрального коэффициента распыления рельефной области поверхности может быть представлено в общем виде, как:

71/2

Yp = [1/(1 - sine™)]-! Y(Eo,G)-(cos0)d0, (1)

где из геометрических соображений : sin 0mm = 1 - (t / R)-sin a0 для (R < H), sin 0min = 1 - [8Ht / (4H2 + a2)]-sin a0 для (R > H). Данные численных расчетов, выполненных на основании полученных выражений с учетом геометрических особенностей развития рельефных структур, представлены на рис. 3. Видно, что наблюдается хорошее соответствие экспериментальных и расчетной данных для угловой зависимости коэффициента самораспыления бериллия, т.е. формирование микрорельефа в процессе ионной бомбардировки вполне объясняет расхождение между теорией, написанной для идеальной поверхности, и экспериментом. К тому же, проведенные исследования с необработанной поверхностью Be показали, что масштабный рельеф остается после распыления, а рельеф, созданный ионной бомбардировкой, накладывается на него и определяет реальные углы падения.

Особые трудности при определении энергетических порогов и коэффициентов распыления в припороговой области энергий возникают для химически активных материалов, к которым относятся бериллий и вольфрам, рассматриваемые в качестве кандидатных экранных материалов для первой стенки и дивертора ИТЭР и характеризующиеся большим химическим сродством к кислороду. В связи с этим экспериментальное определение коэффициентов распыления в припороговой области энергий требует использования особо чувствительных методов, позволяющих проводить очистку и исследование поверхности материала. Среди современных экспериментальных средств ди-

агностики поверхности таким требованиям в наибольшей степени отвечает метод автоионной микроскопия. Определенные с использованием этого метода значения Епор для бериллия, распыляемого ионами D+ и Не+, составляют менее 10 эВ. Обнаружено хорошее соответствие между экспериментальными значениями коэффициентов распыления бериллия ионами D+ и Не+ в интервале энергий 10-200 эВ, измеренных с помощью методики автоионной микроскопии, и данными компьютерного моделирования по программе TRIM SP.

Результаты измерений энергетических порогов и энергетических зависимостей коэффициентов распыления ионами D+ W и перемешанного слоя W-С, полученные с помощью автоионной микроскопии и весовым методом, показали близкие величины измеряемых параметров, которые также хорошо согласуются с теорией. Вместе с тем, обнаружено резкое увеличение энергетического порога распыления оксида вольфрама ионами D (Епор = 65 эВ) по сравнению с величиной Епор = 18 эВ, определенной весовым методом.

Четвертая глава посвящена исследованию эрозии и характеру повреждаемости различных углеграфитовых материалов (УГМ) и сортов вольфрама при воздействии мощных импульсных потоков дейтериевой плазмы. Вместе с тем интерес с точки зрения безопасной работы ТЯР, представляют вопросы, связанные со свойствами образующихся в процессе срывов плазмы продуктов эрозии материалов, в частности их морфологические особенности, распределения по размерам, химический составы.

Анализ продуктов эрозии УГМ показал, что морфология продуктов эрозии имеет разнообразную форму и размеры: мелкие частицы, сферические и пластинчатые чешуйки, осадок в виде частиц размером 0,03 мкм, пленки сублимированного графита. В качестве примера на рис. 5 представлено распределение уловленных на стекловолокне частиц по размерам для УАМ-92-5Б.

•t 2

Рис. 5. Распределения частиц продуктов эрозии УАМ-92-5В по размерам после облучения импульсной дейтериевой плазмой (6 имп., бОмкс, 0,5 МДж/лг на имп.)- а- диапазон размеров (0-0,3) мкм; б-диапазон размеров (1 - 40) мкм

Распределение имеет бимодальный характер и протяженный хвост, простирающийся до 40 мкм. Аналогичные распределения продуктов эрозии получены для других исследуемых УГМ, Первый максимум расположен в интервале размеров частиц О,02"К)-ОЗмкм, второй - в диапазоне 2 4мкм. Наличие продуктов эрозии размерами 10-40 мкм, свидетельствует о механизме хрупкого разрушения УГМ.

На примере графита РГ-Т-91, содержащего 7,5»ес.%Т1. установлено влияние температуры облучения в стационарной дейтериевой плазме, соответствующей определенному механизму эрозии, на его последующую эрозию в экспериментах по имитации срывов плазмы. В случае физического распыления поверхности РГ-Т-91 (Тс6я< 1270К) в стационарной плазме, приводящего к формированию конусов на поверхности, последующий срыв тока плазмы ведет к оплавлению вершин этих конусов. Если облучение поверхности графита РГ-Т-91 в стационарной дейтериевой плазме проводится при Т0^> 1270 К, характерных для процесса радиационно-ускоренной сублимации (РУС), то на поверхности графита формируется периодическая структура с сотообраз-ной морфологией террасчатого типа. Размер отдельных сот колеблется в пределах от 0,5 до 2,5 мкм. Последующее воздействие импульсной дейтериевой плазмы приводит к разрушению периодического рельефа террасчатого типа. При этом эрозия графита увеличивается в 3 раза по сравнению с эрозией за счет оплавления конусов.

Сравнение коэффициентов эрозии исследованных в данной работе различных УГМ, измеренных по потере веса, в одном режиме облучения импульсной плазмой (0,25МДж/м на имп., 10 ими., 60 мке) приведено на рис, 6,

улъсной

УАМ-32-50

Электронномикроскопические исследования микроструктуры поверхности и морфологических особенностей продуктов эрозии УГМ свидетельствуют о растрескивании и выкрашивании при воздействии потоков импульсной плазмы. Эрозия осуществляется достаточно «крупными» кусками материала, на отрыв которых тратиться значительно меньше энергии, чем на их испарение. Наиболее простым предположением может быть отрыв отдельных слабосвязанных кристаллитов (кристаллических зерен для графитов или кусков углеродной матрицы для композитов). Причем определяющим фактором является их взаимная ориентация. Если кристаллит имеет п соседей, то при их хаотическом расположении (изотропные графиты) вероятность наступления соответствуюших условий для разрыва межкристаллитных связей и отрыва кристаллитов будет Р,ф ~ (0„р/2тс)°, где П,ф - телесный критический угол между ориентациями соседних кристаллитов, при превышении которого происходит разрыв межкристаллитных связей и отрыв кристаллитов (зерен). Для отрыва всех кристаллитов в слое толщиной Ь необходимо, чтобы трещина прошла гораздо большее расстояние, которое при линейном характере движения трещины может быть представлено, как: Ь-(С1кр/2л)п, а скорость эрозии (скорость движения поверхности) будет равна: 8 2 •(£},,, ^я)™. При «диффузионном» характере распространения трещины: Б = утр-(01ф/2я)2п. Обе формулы при характерных значениях п = 6, О^ = 1 радиан дают значения 8 = 10"'-10'2 см/с, которые попадают в интервал значений скоростей эрозии УГМ. Телесный угол П^ определяется разностью термоупругих напряжений между соседними кристаллитами для графита, т.е. анизотропией (Еа), и в итоге зависит от температуры мишени. Конкретный вид функции Пкр (Т) определить весьма затруднительно, но при небольших мощностях падающего плазменного потока скорость эрозии можно представить эмпирически в виде: Б = 8о-(Т - Ть), где 80 - эмпирическая константа, которая может быть определена из значений толщины уносимого слоя в зависимости от плотности выделяемой энергии 0 и длительности импульса т. Величина Ть также подбирается эмпирически (Ть = 2700К). Из предлагаемой модели вытекает низкая эрозия анизотропных графитов по сравнению с изотропными. В графитах, имеющих плавящиеся включения, например, карбид бора или карбид титана, трещина может останавливаться на таких расплавленных выделениях, тем самым, снижая разрушение и эрозию легированных УГМ.

Ожидается, что вольфрамовые компоненты диверторного устройства ИТЭР'а будут подвержены эрозии только при срывах плазмы. Под воздействием имитирующих срывы потоков импульсной (500КДж/м2 на имп., Юимп.) дейтериевой плазмы поверхность вольфрама расплавляется, растрескивается,

на ней образуются волны, гребешки которых разбрызгиваются в виде капель (рис. 7а). При увеличении плотности энергии потока импульсной плазмы до 900КДж/м2 на имп., верхний слой материала полностью удаляется и образование волн и капель наблюдается в новом поверхностном слое (рис, 7б).

Рис. 7. Микроструктура поверхности И'' - 0.04% Мо после экспозиции в стационарной плазме (£},150эВ,1и м, 77О К) и воздействия импульсной плазмой (В ,60мкс, !0шт.): а= 0,5МДж/м~ на шт.; 6 - () - 0,9МДж/м~ на имп.

Таким образом, основным видом эрозии Ш при срывах плазмы, наряду с

испарением, является капельная эрозия. На рис. 8 представлено распределение капель по размерам на коллекторах, расположенных перпендикулярно (кривая 1) и параллельно поверхности мишени (кривая 2), а также на поверхности облученной мишени из ^ЛЧЗ! (кривая 3). Сравнение кривых 1 и 2 показывает, что размер осевших частиц и положение максимума распределения существенно зависят от месторасположения сборника. Мелкие частицы или возвращаются на мишень, или отлетают параллельно поверхности мишени. Кривые 1 и 2 имеют максимум в области диаметров 0.1-Ю.125 мкм. Крупные частицы отлетают в основном по нормали к поверхности (кривая 3). Частицы, собранные на фильтр, расположенный перед мишенью под малым углом к нормали, имеют максимум в диапазоне 0.7 -И мкм.

! '

.....ж 2

| ■ 1 /

1.........и. 3

.....^

■ ■• ........

Н 1.0

(4, мкм

Рис. 8. Распределение по размерам капель (V на Ш-сборншах после облучения мишени из И'- 13110 имп. О плазмы (бОмкс, 0,5МДж/м' на имп.): I - на краю мишени перпендикулярно облучаемой поверхности; 2-е плоскости мишени; 3 - перед мишенью

На основании полученных распределений капель по размерам для различных сортов вольфрама при одном и том же режиме облучения плазмы (3 МДж/м2), проведена оценка их эрозии в экспериментах по имитации срывов. Установлено, что минимальной скоростью эрозии характеризуется монокристаллический вольфрам W(111), максимальной - сплав W-10% Re.

В работе предложены физическая модель капельной эрозии, связанная с отрывом верхушек волн, возбуждаемых на расплавленной поверхности вследствие неустойчивости Кельвина-Гельмгольца, и механизм пространственного распределения продуктов эрозии в зависимости от их размеров.

Наличие видимых волн на поверхности расплавленного вольфрама после воздействия плазменных потоков, имитирующих срыв плазмы, свидетельствует о возбуждении капиллярных волн в результате тангенциальной неустойчивости Кельвина-Гельмгольца на поверхности жидкости (расплава металла), над которой движется поток паровой плазмы. Этот поток, направленный от центра к периферии мишени, обусловлен градиентом давления в паровой плазме и движением плазмы над поверхностью расплавленного металла. Согласно теории капиллярных волн их частота: «а = k-V„ -[рп/(рж + рп)], где Vn и р„ - соответственно, скорость и плотность пара над поверхностью, рж -плотность жидкости, к - волновой вектор. Максимальный инкремент имеют волны с волновым вектором кмакс = 2p„-V„2/3a и Хмакс = 2я/к„а1<с = Зтта/р„ -V„2, где a - коэффициент поверхностного натяжения. При параметрах экранирующей плазмы n, = 1017 см"3 и Vn = 3-Ю5 см/с (численные оценки приведены для случая W мишени в экспериментах на установке MKT) со = 103 с"1, л = 20 - 30 мкм, что согласуется с наблюдаемыми длинами волн.

Размеры вылетающих капель свидетельствуют о разбрызгивании лишь верхушек - гребней волн. Давление «плазменного ветра», Р = pn-Vn2, действует на одну сторону волны, сдвигая ее гребень. Приобретаемая валом волны скорость: Увал = (VP/p« )-t превысит скорость волны Уволн = (pn/pw)-Vn через время: ti = /i/2V„ « 10'9 с. Это означает, что через время t, уже нет обычного волнового движения, а валы волн скользят по поверхности жидкости с продолжающимся ростом амплитуды. В течение времени tA = Д2/К (К - кинематическая вязкость) верхушка волны высотой А ведет себя как твердая и, если за время tA она сдвигается «ветром» на величину, равную ширине этой верхушки Ах = (>v/2rt)-(2A/a)"2, то она отрывается от волны и уносится в виде капли с линейным размером: г = [Д-(Дх)2]1/3. Размер капли при первом отрыве верхушки составляет: г, » 3.6-10"5 см, а при последующих отрывах верхушек волн он может возрасти до ~ 1-2 мкм. Эти размеры хорошо совпадают с размерами капель наблюдаемых при моделировании срывов на W.

Скорость, с которой капли отлетают по нормали к поверхности, уменьшается в результате давления плазмы, действующего на одну сторону частицы в кнудсеновском слое толщиной Я. £ 1/пс (а - сечение ион-ионных столкновений) и сообщающего ускорение, направленное к поверхности. Пока частица пролетает этот слой, на ее внешнюю поверхность, обращенную к плазме, действует давление: р = п-Т, где п - число ионов в единице объема, а Т - температура ионов. В результате скорость частицы, нормальная к поверхности, уменьшается и после пролета этого слоя становится равной: = [У102 -1,5-р-ЯУ(рК)]1Д. Отсюда видно, что маленькие капли будут тормозиться сильнее. Кроме того, существует минимальный размер частиц, которые могут преодолевать этот слой: Ямин = 1,5-р-Л/(р-У102). Если X ~ 10'4 м и р ~ 105 Па, то Км™ ~ Ю"6 м. Капли с размером Я < Кмин возвращаются давлением плазмы на поверхность. Уменьшение скорости нормальной к поверхности приводит к тому, что наблюдаемое угловое распределение частиц имеет максимум при скользящих к поверхности углах.

Пятая глава посвящена изучению накопления изотопов водорода в обращенных к плазме материалах ТЯР. Эксперименты по исследованию накопления водорода в Ве проводились в установке ПЛАСТ и ионном ускорителе ИЛУ. Режимы облучения и параметры накопления Н в Ве приведены в табл. 1.

Таблица 1

Режимы обучения ионами Н+ и параметры накопления водорода в Ве

№ Е, КэВ Фн, м"2 Н/Ве Иу , м ^ Сшах,> М 3 К,%

1 5 1,8-10"и 5Т022 0,16 3,6-10" 2,20-1028 7,2

2 5 - 10" 0,16 2,6-10*' 2,35-Ю28 5,2

3 6 4,8-1020 2,3-1023 0,09 2,2-10-" 1,6-1021! 0,96

4 6 - 1,2-1024 0,09 1,7-10" 1,6-1028 0,14

5 6 - 1,5-1025 0,04 1,2-10" 8-1027 0,008

В табл. 1 представлены расчетные значения Н/Ве, С^, а также коэффициентов захвата К для исследуемых мишеней, полученные из экспериментальных профилей. Максимальное количество захваченного водорода 3,6-1021 м"2 наблюдается при минимальном флюенсе облучения - 5-Ю22 м"2. Отношение Н/Ве в имплантированном слое уменьшается от 0,16 до 0,04 с увеличением флюенса до 1,5-1025 м"2. Одновременно с ростом флюенса наблюдается уменьшение коэффициента захвата К. При максимальном флюенсе количество захваченного водорода в Ве составляет лишь 0,008% от числа пришедших ионов.

Для имитации влияния радиационных дефектов на накопление атомов водорода необходимо наряду с дефектами вводить в бериллий атомы гелия. С этой целью образцы Ве предварительно облучались ионами гелия с энергией

2,8 МэВ при температуре 773К и трех флюенсах: Ю20м"2, 5-102°м"2и 1021 м"2. При указанной энергии ионы гелия проникают на глубину ~ 10 мкм, которая меньше размера зерна исследуемого бериллия. Предварительно облученные ионами Нет мишени, а также исходный бериллий, подвергались последующей бомбардировке моноэнергетическими ионами Н+ с энергией 3 кэВ при температуре 573К и флюенсах 5-1022 м"2, 1023 м'2.

Влияние предварительного облучения высокоэнергетичными ионами Не+ на накопление водорода в Ве продемонстрировано на рис. 9. Максимум распределения водорода смещается вглубь мишени, толщина имплантированного слоя возрастает почти в 2 раза и интегральная концентрация атомов водорода увеличивается в 2,6 раза. Влияние флюенса облучения ионами Н4" на профили распределения водорода в бериллии, предварительно облученном ионами Не+ до дозы 5-102Ом"2, показано на рис. 10. Увеличение флюенса ионов Н+ от 5-Ю22 м"2 до 1023 м"2 приводит к увеличению интегральной концентрации водорода и смещению профиля распределения вглубь мишени.

100 200 300 Глубина, нм

Рис. 9. Профили распределения Н в Ве, облученном ионами Н* с энергией 3 кэВ до дозы 5-1022 м2 при Т = 573 К-1 - исходный Ве; 2 - Ве, предварительно облученный ионами Не* с энергией 2,8 МэВ до флюенса 10гом'2 при Т=773К

0 100 200 300 400 500 Глубина, нм

Рис.10. Экспериментальные (1а, 2а) и расчетные (1, 2) профили Н в Ве, после облучения ионами Не*с энергией 2,8 МэВ до флюенса 5 1020 м'2 при Т = 773К и ионами Н* с энергией 3 кэВ при Т= 57ЗК: 1,1а-Фн = 510г2м-7 2, 2а-Фн = 1023

Для объяснения поведения водорода в Ве, облученном высокоэнергетическими ионами Не+, предложена физическая модель, в которой основная роль в захвате атомов Н отведена создаваемым ионами Не+ ловушкам в виде ва-кансионных и гелий-вакансионных кластеров. Предполагается, что профиль распределения ловушек Ст(х) подобен профилю распределения первичных вакансий, образующихся при облучении ионами Не+ с энергией 2,8 МэВ. Распределение атомов Не с линейной зависимостью n(x) = nmax.-x/Rp (х < Rp =

10,9мкм) достигается за время t s 102 с (Ф = Ю20Не/м2). В этих условиях кинетика атомов водорода может быть описана уравнениями:

аСн/dt = Бн-а'Сн/ах2 - a-D^C^x) - (а/г)3С,]'Сн + G(x), (2) dCJdt = cc-DHC^x) - (а/г)3С,]-С„, (3)

где Сн - профиль распределения подвижных атомов водорода, С,- профиль распределения захваченных ловушками атомов водорода, G(x) = (j/ARp)-exp[(x-2Rp)2/2ARp2] - функция источника, описывающая распределение имплантированных атомов водорода, Rp и ARP - средний проективный пробег и разброс пробегов ионов водорода с энергией 3 кэВ; а = 4яг, г = 5 нм - радиус ловушки; Ст(х) = к-х + (Ст)о> где к = (Ст)„а*с/КР = 7-1030 м"2, (Ст)0 = 1028 м'3 - описывает ловушки, образованные ионами Не+. Второй член в уравнении (1) характеризует подвижные атомы Н, захваченные при насыщении ловушками, а - радиус атома Н в ловушке. В качестве граничного условия принято Сн(0) =0. Предложенная модель дает хорошее соответствие (рис. 10) между расчетным (кривая 1) и экспериментальным (кривая 1а) максимумами распределения Н при флюенсе Фн = 5-1022Н/м2. Профили распределения водорода также хорошо совпадают.

Исследования накопления дейтерия в беспримесном С/С композите (SEP NB31) и в легированном титаном (YAM-92-5D-Ti), а также в графитах - мелкозернистом (МПГ-8) и легированном Ti (РГ-Т-91) проведены в соответствии с ожидаемыми параметрами плазмы в диверторном устройстве ИТЭР'а при нормальном режиме: диапазон температур 1040-И470К, энергии ионов D+ 5 эВ и 200 эВ (РГ-Т-91), плотности потока плазмы 5-1021-^1022 м"2с"', флюенс облучения 1026 м"2. Некоторые образцы подвергались воздействию потоков импульсной дейтериевой плазмы, имитирующей срывы тока плазмы.

В табл. 2 приведены результаты измерений интегральных концентраций (Nz) дейтерия в образцах SEP NB31, YAM-92-5D-Ti, МПГ-8 и РГ-Т-91 после экспозиции в стационарной плазме и в комбинированном режиме (стационарная + импульсная плазмы). Видно, что интегральные концентрации дейтерия в материалах, легированных титаном, приблизительно на порядок превышают содержание дейтерия в нелегированных Ti УГМ. Согласно измерениям POP, поверхности УВК YAM-92-5D-Ti и графита РГ-Т-91 после экспозиции в стационарной плазме обогащаются титаном за счет процесса радиа-ционно-индуцированной диффузии атомов Ti к поверхности. Наличие титана в УГМ не только способствует накоплению дейтерия, но и уменьшает химическую эрозию материалов, что также ведет к увеличению накопления дейтерия в YAM-92-5D-Ti и РГ-Т-91 по сравнению с SEP NB31 и МПГ-8. Следует отметить особенности накопления дейтерия в графите РГ-Т-91 при последова-

тельной экспозиции в стационарной и импульсной плазме. Характер распределения дейтерия в образцах графита, экспонированных в стационарной плазме, обусловлен различными процессами диффузии дейтерия в графите при исследуемых температурах - физическим распылением и межзеренной диффузией дейтерия по открытым каналам при температуре 1040К и радиационно-ускоренной сублимацией и диффузией по объему зерна при температуре 1470К. Последующее облучение графита импульсной плазмой приводит к резкому уменьшению концентрации дейтерия в обоих образцах графита.

Таблица 2

№ Характер Марка УГМ Тобл. ) К Е, N1, м'2 О, Механизм

плазм, обл. в стац. эВ МДж/ эрозии

плазме м"

1 Стац. БЕР №31 1370 5 6,20-10'8 - Хим. расп.

2 Стац. МПГ-8 1470 5 1,95 1019 - Хим. расп.

3 Стац. УАМ-92-50-Тл 1370 5 9,00-1019 - Хим расп.

4 Имп. + стац УАМ-92-50-Т1 1370 5 5,30-10" 9,0 Хр. разр.+ хим. расп

5 Стац РГТ-91 1040 20 С 1,90 Ю20 - Физ. расп.

6 Стац. + имп. РГТ-91 1040 20С 1,60-Ю1' 1,5 РУС

7 Стац. РГГ-91 1470 20С 2,70 Ю20 - РУС

8 Стац + имп. РГТ-91 1470 20С 1,16-Ю20 1,5 РУС + хр. разр.

Исследования накопления дейтерия в различных сортах вольфрама проводились при комбинированного воздействия стационарной и импульсной плазмы. В табл. 3 суммированы результаты по накоплению дейтерия 0.04%Мо при облучении потоками стационарной и импульсной плазмы.

Таблица 3

Накопление дейтерия в (\V-0.04 % Мо) при облучении стационарной (Е = 200 эВ, То6„ = 770К, Р = 1026 м"2) и импульсной плазмой

№ Условия облуч. д, МДж/м2 ^, и'2 Отношение 1)АУ

1 Стац. плазма - 1,5-Ю20 0,110

2 Имп. плазма 9 0 -

3 Стац. + имп. плазма 5 2-10,У 0,025

4 Имп. + стац. плазма 9 7-10,У 0,032

В результате воздействия потоками импульсной плазмы происходит значительное уменьшению концентрации дейтерия в \У вследствие диффузии дейтерия из поврежденного слоя поверхности наружу, а также в результате испарения и капельной эрозии V/. Комбинированное воздействие стационарной и импульсной плазмы приводит к уменьшению отношения Б/\У в 3,5-4,5 раза по сравнению с экспонированием только в стационарной плазме при 770К.

Результаты измерений интегральных концентраций дейтерия в поверхностных слоях после дополнительного облучения образцов вольфрама W - 131, - 1%Ьа203, - 10%Яе и \У(Ш) импульсными потоками Б плазмы = 4,5 МДж/м"2) приведены в табл. 4.

Таблица 4

Интегральные концентрации дейтерия в различных сортов V? после экспозиции в стационарной плазме при 770К и последующего облучения импульсной плазмой

№ Материал Интегральная концентрация дейтерия, м~2

Стац. плазма Стац. + имп. плазма Имп. плазма при сооса-ждении углерода

1 W-13I 1,20-1019 1,44-1019 1,84-1020

2 W-l%La203 1,30- ю'9 1,39 ■ 1019 2,06-1020

3 W-10% Re 2,20 • 1019 0,84 • 1019 1,90-1020

4 W(III) 2,50 • 1019 1,07 ■ 1019 2,57-1020

Накопление дейтерия в вольфраме при экспозиции в стационарной плазме при температуре 770К определяется высоким коэффициентом диффузии, наличием оксидной пленки на поверхности и примесей, препятствующих диффузии кислорода в объем вольфрама (W - 10% Re, W - La203, W - 131, W(lll)). За пределами слоя толщиной 30-50 нм во всех образцах дейтерий распределен равномерно по глубине, и его концентрация составляет 0,2 ат.%. При последующем облучении образцов W потоками импульсной плазмы интегральная концентрация дейтерия не зависит от типа вольфрама и составляет ~ ЫО19 м"2. Образование соосажденного углеродного слоя в процессе облучения W импульсной плазмой приводит к увеличению накопления дейтерия в этом слое более, чем на порядок величины по сравнению с накоплением в условиях облучения, как стационарной, так и последовательно стационарной и импульсной плазмой. Весь дейтерий накапливается в пленках, однако уровень его концентрации снижается почти в 2 раза в тонких пленках.

Основные выводы. 1. Впервые экспериментально определены энергетическая, температурная, угловая зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Be, Ве-С, Be-W ионами Ве+. Показано, что коэффициент самораспыления бериллия резко возрастает до значения 1 атом/ион при температуре облучения 1120 К вследствие превалирующего процесса сублимации, а коэффициенты распыления переосажденных смешанных слоев определяются селективным распылением бериллия.

2. Установлено, что коэффициенты самораспыления бериллия существенно зависят от характера формирующегося в процессе распыления микрорельефа поверхности. Разработана физическая модель влияния создаваемого микрорельефа распыляемой поверхности на коэффициент самораспыления бериллия, основанная на изменении фактических углов падения ионов на поверхность мишени.

3. С использованием метода автоионной микроскопии определены энергетические зависимости коэффициентов распыления ионами бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя и установлены энергетические пороги распыления. Обнаружено, что пороговая энергия распыления оксида вольфрама составляет ~ 65 эВ и существенно превышает значение (Епор = 18 эВ), известное в литературе.

4. Впервые исследована эрозия обращенных к плазме кандидатных материалов ИТЭР при комбинированном воздействии стационарной и импульсной дейтериевой плазмы и установлено, что при облучении импульсными потоками плазмы наблюдается бимодальный характер распределения продуктов эрозии углеграфитовых материалов, причем значительный вклад в эрозию вносит их хрупкое разрушение вследствие возникающих термонапряжений, а для легированного графита РГ-Т-91 характер эрозии существенно зависит от рельефа поверхности, сформированного в процессе воздействия стационарной плазмы.

5. На основе результатов исследования воздействия импульсных потоков дейтериевой плазмы на вольфрам и его сплавы показано, что основными видами эрозии являются испарение и «капельная» эрозия материала. Предложен механизм формирования пространственного распределения продуктов эрозии в зависимости от размеров частиц.

6. Выявлены закономерности накопления изотопов водорода в бериллии при ионном облучении, в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосаж-денных углеродных слоях на вольфраме при комбинированном воздействии стационарной и импульсной дейтериевой плазмы и установлено, что накопление водорода в бериллии зависит от температуры, флюенса и концентрации кислорода в поверхностном слое и возрастает после предварительного облучения высокоэнергетическими ионами гелия. Показано, что накопление дейтерия в углеграфитовых материалах увеличивается при легировании титаном и уменьшается при комбинированном облучении, а в вольфраме - определяется состоянием оксидной пленки на поверхности и характером плазменного воздействия, установлено также заметное накопление дейтерия в соосажденном слое.

7. На основе экспериментальных результатов разработаны физические модели эрозии исследованных материалов: капельной эрозии вольфрама, эрозии по механизму хрупкого разрушения углеграфитовых материалов, модель накопления низкоэнергетического водорода в бериллии после его предварительного облучения высокоэнергетическими ионами гелия. Основные публикации по теме диссертации.

1. Korshunov S.N., Guseva M.I., Stoljarova V.G. Experimental Investigation of the Energy and Temperature Dependence of Beryllium Self-Sputtering // Proc. of the 2™ IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion. CONF-9509218, Jackson Lake Lodge, Wyoming, USA. - 1995. - P. 285-293.

2. Investigation of the Ion Beryllium Surface Interaction / Guseva M.I., Birukov A.Yu., Gureev V.M., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // Proc. of the 2nd IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, CONF-9509218, Jackson Lake Lodge, Wyoming, USA. - 1995. - P. 315-331.

3. Self-sputtering of beryllium and sputtering and erosion of C-C composite in the experiments on plasma disruption simulation / Gureev V.M., Guseva M.I., Korshunov S.N. et al. // J. Nucl. Mater. - 1995. - V. 220-222. - P. 957-960.

4. Investigation of the beryllium ion-surface interaction / Guseva M.I., Birukov A.Yu., Gureev V.M., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // J. Nucl. Mater. -1996.-V.233-237.-P. 681-687.

5. Особенности накопления ионов водорода в бериллии при больших дозах облучения / Бирюков А.Ю., Гуреев В.М., Гусева М.И., Коршунов С.Н. и др. // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. -1996.-№1.-С. 94-97.

6. Investigation of Beryllium Self-Sputtering / Guseva M.I., Korshunov S.N., Gureev V.M. et al. // J. Nucl. Mater. - 1997. - V. 241-243. - P. 1117-1121.

7. Гусева М.И., Коршунов C.H. Исследование распыления бериллия ионами бериллия // Материалы VII Межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела». Севастополь, 1997. - М.: МГИЭМ (ТУ). - 1997. - С. 104-106.

8. Energy dependences of sputtering yields of Be, Be-C and Be-W films by Be+-ions / Korshunov S.N., Guseva M.I., Gureev V.M. etal. //Proc. of3dIEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion. JAERI-Conf 98001, Mito City, Japan .-1998.—P .216-220.

9. Investigation of the elemental composition of beryllium surface after ion self-sputtering at different angles of irradiation / Guseva M.I., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // Surface Investigation. - 1998. - V. 13. - P. 1039-1042.

10. Deuterium behaviour in tungsten and graphite at combined stationary and power pulse plasma flow action / Korshunov S.N., Vasiliev V.I., Guseva M.I. et al. // Proceedings of International Workshop on Hydrogen Recycle at Plasma Facing Materials. Tokyo, Japan. - 1998. - P. 162-176.

11. Guseva M.I., Suvorov A.L., Korshunov S.N., Lazarev N.E. Sputtering of beryllium, tungsten, tungsten oxide and mixed W-C layers by deuterium ions in the near-threshold energy range // J. Nucl. Mater. - 1999. - V. 266-269. - P. 222-227.

12. Коршунов C.H. Особенности накопления дейтерия в вольфраме и перепыленных слоях W-C при воздействии потоков стационарной и мощной импульсной плазмы // Труды IX Межнац. совещ. "Радиационная физика твердого тела". Севастополь, 1999. - М.: МГИЭМ (ТУ).-1999.- С.562-571.

13.The Effect of Radiation Damage and Helium on Hydrogen Trapping in Beryllium / Guseva M.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // Proc. of Intern. Workshop on Hydrogen Recycle at Plasma Facing Materials. S. Petersburg- 1999. Kluwer Academic Publishers, Netherlands. -2000.-P.265-272.

14. Fusion safety studies in Russia from 1996 to 2000 / Kolbasov B.N., Biryukov A.Yu., Davydov D.A., Guseva M.I., Khripunov B.I., Korshunov S.N. et al. // Fusion Engineering and Design. - 2001. - V. 54. - P. 451-464.

15. Peculiarity of deuterium ions interaction with tungsten surface in the condition imitating combination of normal operation with plasma disruption in ITER / Guseva M.I., Vasiliev V.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Khripunov B.I., Korshunov S.N. et al. // J. Nucl. Mater. - 2001. - V. 290-293. - P. 1069-1073.

16. Имитация влияния нейтронного облучения на накопление водорода в бериллии / Гусева М.И., Гуреев В.М., Данелян JI.C., Коршунов С.Н. и др. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2001. - Вып. 1. - С. 44-50.

17. Study of co-deposited carbon layers and of mixed (W+C) layers on tungsten and graphite in a plasma accelerator / Guseva M.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // Vacuum. - 2002. - V. 67. - P. 253-260.

18. Эрозия вольфрама в экспериментах по имитации работы дивертора реактора ИТЭР / Гусева М.И., Гуреев В.М., Данелян JI.C., Коршунов С.Н. и др. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2002. - Вып. 3-4. - С. 20-30.

19. Tungsten erosion under simulation of ITER divertor operation I Guseva M.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Kolbasov B.N., Korshunov S.N. et al. // Plasma Devices and Operations.-2003.-V. ll.-No. 3.-P. 141-153.

20. Guseva M.I., Martynenko Yu.V., Korshunov S.N. Investigation of plasma interaction with carbon based and mixed materials related to next-generation fusion devices // Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion (Supplement to J. Nucl. Fusion). - 2003. - V. 12. - P. 31-66.

21. Эрозия материалов ИТЭР и продукты их эрозии в экспериментах по имитации нормального режима ИТЭР с учетом срывов плазмы / Гусева М.И., Гуреев В.М., Данелян Л.С., Колбасов Б.Н., Коршунов С.Н. и др. Н ВАНТ. Сер. Электрофизическая аппаратура. - 2004. - Вып. 2(28). - С. 51-59.

22. Deuterium accumulation in beryllium exposed to stationary deuterium plasma / Guseva M.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Kolbasov B.N., Korshunov S.N. et al. // Proc. of the 7th IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion. INL/EXT-06-01222, Santa Barbara, USA. - 2006. - P. 71-75.

Принято кисполненшо 16/01/2007 Исполнено 17/01/2007 Услпл -1,0 Заказ № 30 Тираж. 70 экз.

Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш, 36 (495)975-78-56 www.autoreferat.ru

Содержание диссертации автор исследовательской работы: кандидата физико-математических наук, Коршунов, Сергей Николаевич

Введение.

Глава 1. Современные представления о взаимодействии плазмы с материалами

1.1. Условия работы материалов ТЯР.

1.2. Критерии выбора материалов ТЯР. Перспективные материалы, обращенные к плазме.

1.3. Основные процессы взаимодействия плазмы с материалами ТЯР.

1.3.1. Эрозия в результате распыления.

1.3.1.1. Физическое распыление.

1.3.1.2. Химическая эрозия при облучении изотопами водорода.

1.3.1.3. Распыление в условиях токамака.

1.3.2. Эрозия и продукты эрозии при срывах плазмы.

1.3.2.1. Физические процессы при взаимодействии срывов плазмы с материалом.

1.3.2.2. Эрозия при срывах в имитационных установках и токамаках.

1.3.2.3. Продукты эрозии материалов в токамаках.

1.3.3. Накопление изотопов водорода в материалах.

1.3.3.1. Имплантация изотопов водорода.

1.3.3.2. Диффузия изотопов водорода в металлах.

1.3.3.3. Захват водорода в металлах.

1.3.3.4. Накопление изотопов водорода в бериллии и вольфраме.

1.3.3.5. Накопление изотопов водорода в углеродных материалах.

Введение диссертация по физике, на тему "Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора"

Материаловедческая проблема первой стенки термоядерного реактора (ТЯР) реально встала на повестку дня более 30 лет тому назад, когда в ряде исследовательских центров СССР, США и Европы началась интенсивная концептуальная проработка крупномасштабных ТЯР [1-4].

Проблема первой стенки имеет ряд аспектов. С одной стороны, под действием корпускулярного излучения плазмы происходит эрозия поверхности материала и изменение его объемных свойств, что может привести к сокращению ресурса работы реактора. С другой стороны, поступление продуктов эрозии материала стенки в плазму, как правило - тяжелых примесей, приводит к увеличению излучательных потерь энергии и к сокращению рабочего цикла разряда. Одним из основных физических процессов, ответственных за разрушение стенки и поступление примесей в плазму, является распыление материала стенки ионами изотопов водорода, гелия, а также "одноименными" ионами (самораспыление).

Наиболее интенсивная эрозия материала элементов первой стенки ожидается при срывах плазмы, когда неконтролируемый выброс энергии за очень короткое время приводит к значительному перегреву локальных участков стенки, следствием чего является их расплавление и испарение. Несмотря на то, что срывы плазмы в токамаках являются нарушением нормального формирования импульса тока и считаются чрезвычайным, аномальным явлением, развитие неустойчивости, приводящей к выбросу практически всего плазменного объема на стенку, до сих пор не удается предотвратить. Исследованиям последствия этого явления, связанного с проблемой безопасной эксплуатации ТЯР, уделяется в настоящее время особое внимание.

С проблемой безопасности ТЯР и окружающей среды связан также такой важный аспект выбора материала первой стенки, как накопление и утечка трития. В связи с этим, изучение взаимодействия ионов изотопов водорода с материалами первой стенки в условиях, близких к ожидаемым в реакторе, является одной из актуальнейших физических и инженерных проблем создания ТЯР.

Актуальность работы

Изучение процессов, происходящих при взаимодействии плазмы с материалами, представляет научный и практический интерес, как для исследований в области физики плазмы и проблемы управляемого термоядерного синтеза, так и с точки зрения изучения элементарных физических процессов, происходящих при одновременном воздействии на поверхность твердого тела различного рода интенсивных потоков корпускулярных излучений, при которых активируются радиационно-стимулированные эффекты. Исследуемые процессы представляют также интерес для целенаправленного модифицирования поверхностных свойств металлов и сплавов, а также синтеза различных покрытий методами ионного легирования и перемешивания.

Несмотря на научную и практическую значимость проблемы, к началу работы над диссертацией ряд принципиальных вопросов, связанных с выбором обращенных к плазме материалов для термоядерного реактора и важных для его безопасности, были недостаточно изучены.

Возможность использования вольфрама в качестве материала диверторного устройства вызывало сомнение, вследствие большого атомного номера 2 вольфрама. Попадание в плазму распыленных атомов W является недопустимым из-за больших радиационных потерь плазмы, пропорциональных 7?. Вольфрам характеризуется высоким энергетическим порогом физического распыления ионами дейтерия. Однако энергетический порог распыления W снижается приблизительно на порядок при наличии на его поверхности оксидной пленки, которая вследствие большого химического сродства к кислороду всегда присутствует на поверхности. В связи с этим возникла задача более точного определения энергетических порогов распыления W и оксида W ионами дейтерия. Эта задача была сформулирована Центральной Командой ИТЭР'а (ЦКИ).

Бериллий в качестве материала первой стенки реактора будет иметь наибольшую площадь контакта с плазмой. Экспериментальные значения коэффициентов распыления Ве легкими ионами характеризуются большим разбросом, обусловленным образованием на его поверхности оксидной пленки, приводящей к изменению энергетического порога распыления Ве.

К началу выполнения диссертационной работы в литературе отсутствовали сведения о коэффициентах самораспыления бериллия. Трудности измерения коэффициентов самораспыления Ве обусловлены как сложностью генерации ионов Ве+, так и его токсичностью. Актуальные для материаловедческой проблемы ТЯР эксперименты по уточнению энергетической зависимости коэффициента распыления Ве ионами 0+ в припороговой области энергий и изучению энергетической, температурной и угловой зависимостей коэффициентов самораспыления Ве были также поставлены ЦКИ.

Изучение проблемы срывов плазмы имеет актуальное значение для безопасности реактора как с точки зрения ускоренной эрозии материалов, контактирующих с плазмой, так и образования продуктов эрозии. До настоящего времени не проводились исследования влияния облучения в стационарной плазме на эрозию материалов и накопление в них дейтерия при срывах плазмы и, наоборот, срывов плазмы на накопление дейтерия при работе реактора в нормальном режиме, как это ожидается в ТЯР. Все вышесказанное определяет актуальность проведения имитационных исследований эрозии материалов и накопления в них изотопов водорода при последовательном воздействии стационарной и импульсной плазмы, моделирующих условия работы ТЯР в нормальном режиме со срывами плазмы.

Подтверждение актуальности работы.

Актуальность диссертационной работы подтверждается тем, что исследования выполнялись в рамках Федеральных целевых научно-технических программ «Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку» на 1996-1998 годы (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.96) и на 1999-2001 годы (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.98); Федеральной целевой программы «Международный термоядерный реактор ИТЭР» на 2002-2005 годы (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.01); Проекта Международного научно-технического центра (МНТЦ) № 350; Заданий ЦКИ: ЗиЫавк 10 С-81ТТ 06 Т 503, С-81ТТ 04 Т 506, в-81ТТ 04 Т 226.А. 1 и С-81ТТ 04 Т 226.А.2.

Научная новизна

1. Впервые экспериментально определены энергетическая, температурная и угловая зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве^ ионами Ве+.

2. Впервые с использованием метода автоионной микроскопии определены энергетические зависимости коэффициентов распыления ионами бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя и установлены значения пороговых энергий распыления данных материалов.

3. Впервые при воздействии потоков импульсной дейтериевой плазмы установлен бимодальный характер распределения продуктов эрозии углеграфитовых материалов и выявлено, что значительный вклад в эрозию вносит их хрупкое разрушение вследствие термонапряжений, а для легированного графита РГ-Т-91 характер эрозии существенно зависит от рельефа поверхности, сформированного в процессе воздействия стационарной плазмы.

4. При воздействии потоков импульсной дейтериевой плазмы на вольфрам обнаружена «капельная» эрозия материала, и предложен механизм формирования пространственного распределения продуктов эрозии в зависимости от их размеров.

5. Впервые исследовано накопление изотопов водорода при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосажденных углеродных слоях на вольфраме и установлено, что воздействие потоков импульсной плазмы уменьшает накопление дейтерия в вольфраме при последующей экспозиции в стационарной плазме и увеличивает накопление дейтерия в соосажденном углеродном слое.

Практическая значимость

2. Результаты определения энергетических порогов физического распыления металлов и их соединений ионами легких элементов (Н+, 0+, Не+, 0+) с помощью метода автоионной микроскопии имеют принципиальное значение не только для материаловедческой проблемы ТЯР, но и для широкого круга практических проблем, связанных с физикой поверхности. Полученные результаты представляют практический интерес для физической электроники и ее научно-технических приложений, основанных на эмиссии атомных частиц, в частности, для термокатодов и оксидных катодов, применяемых в термоэлектрических преобразователях, автоионных и автоэлектронных микроскопах и других приборах.

Все выполненные в диссертации исследования были заказаны ЦКИ.

На защиту выносятся

• Экспериментальные результаты определения энергетической, температурной и угловой зависимостей коэффициентов распыления бериллия, энергетической зависимости коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, Ве-^У ионами Ве+ и физическая модель влияния формирующегося при распылении микрорельефа поверхности на коэффициент самораспыления бериллия.

• Экспериментальные результаты определения энергетических зависимостей коэффициентов распыления ионами D+ бериллия, вольфрама, оксида вольфрама и смешанного вольфрам-углеродного слоя вблизи энергетических порогов распыления, полученные с помощью автоионного микроскопа.

• Экспериментальные результаты исследования эрозии различных углеграфитовых материалов (С/С-композит, легированный графит РГ-Т-91 и мелкозернистый графит МПГ-8) и сортов вольфрама при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы.

• Результаты изучения накопления изотопов водорода в бериллии при ионном облучении, в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосажденных углеродных слоях на вольфраме при комбинированном воздействии стационарной и импульсной плазмы.

• Физические модели эрозии исследованных материалов: «капельной» эрозии вольфрама, эрозии по механизму хрупкого разрушения углеграфитовых материалов, модель накопления низкоэнергетического водорода в бериллии, облученном высокоэнергетическими ионами гелия.

Апробация работы

Результаты исследований докладывались и обсуждались на следующих международных и российских конференциях и семинарах: Межд. конф. по взаимодействию плазмы с поверхностью в ТЯУ (PSI-I2, Сан-Рафаэль, 1996; PSI-13, Сан-Диего, 1998; PSI-14, Розенхайм, 2000; PSI-15, Гифу, 2002; PSI-16, Киото, 2004); Межд. конф. по материалам для ТЯР (ICFRM-8, Токио, 1997; ICFRM-9, Колорадо-Спрингс, 1999; ICFRM-10, Баден-Баден, 2001; ICFRM-11, Киото, 2003); Межд. семинары по бериллиевым технологиям для термоядерного синтеза (№2, Джексон-Лэйк, 1995; №3, Мито, 1997; №4, Карлсруэ; №6, Миязаки, 2003; №7, Сан-Рафаэль, 2005); Межд. семинары по водородному рециклингу в ОПМ (№ 1, Токио, 1998; № 2, С.-Петербург, 1999); Межд. симпоз. по технологиям термоядерного синтеза (SOFT-18, Карлсруэ, 1994; SOFT-20, Марсель, 1998; SOFT-21, Мадрид, 2000), VII и IX Межнац. совещ. «Радиационная физика твердого тела», Севастополь, 1997 и 1999; V Рос.-япон. симпоз. по взаимодействию быстрых заряженных частиц с твердым телом, Белгород, 1996; XII Межд. конф по электростатическим ускорителям, Обнинск, 1999; III Межд. семинар «Радиационная физика металлов и сплавов», Снежинск, 1999; XIV, XV, XVI и XVII Межд конф. по взаимодействию ионов с поверхностью, Звенигород, 1999, 2001, 2003 и 2005; XXXII Межд. конф. по физике плазмы и УТС, Звенигород, 2005; XXXV Межд конф. по физике взаимодействия заряженных частиц с кристаллами, Москва, 2005.

Публикации

В диссертационную работу включены результаты исследований, опубликованные за период с 1995 по 2006 г.г. в 40 печатных работах в отечественных и иностранных журналах, сборниках и тезисах докладов различных конференций, в том числе, 15 статей в рецензируемых изданиях.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, пяти глав с выводами в конце каждой главы, основных выводов и списка литературы. Диссертация изложена на 179 страницах, включая 98 рисунков, 20 таблиц и 257 наименований в списке литературы.

Заключение диссертации по теме "Физика конденсированного состояния"

Основные выводы

На основании анализа результатов, полученных в диссертационной работе, можно сделать следующие основные выводы.

1. Впервые экспериментально определены энергетическая, температурная, угловая зависимости коэффициентов распыления бериллия и энергетическая зависимость коэффициентов распыления переосажденных смешанных слоев Ве, Ве-С, ионами Ве+. Показано, что коэффициент самораспыления бериллия резко возрастает до значения 1 атом/ион при температуре облучения 1120 К вследствие превалирующего процесса сублимации, а коэффициенты распыления переосажденных смешанных слоев определяются селективным распылением бериллия.

6. Выявлены закономерности накопления изотопов водорода в бериллии при ионном облучении, в углеграфитовых материалах, вольфраме и в соосажденных углеродных слоях на вольфраме при комбинированном воздействии стационарной и импульсной дей-териевой плазмы и установлено, что накопление водорода в бериллии зависит от температуры, флюенса и концентрации кислорода в поверхностном слое и возрастает после предварительного облучения высокоэнергетическими ионами гелия. Показано, что накопление дейтерия в углеграфитовых материалах увеличивается при легировании титаном и уменьшается при комбинированном облучении, а в вольфраме - определяется состоянием оксидной пленки на поверхности и характером плазменного воздействия, установлено также заметное накопление дейтерия в соосажденном слое.

Список источников диссертации и автореферата по физике, кандидата физико-математических наук, Коршунов, Сергей Николаевич, Москва

1. Behrisch R. First-wall erosion in fusion reactors // J. Nucl. Fusion. - 1972. - V. 12. - No. 6. -P. 695-713.

2. Kaminsky M. Plasma contamination and wall erosion in thermonuclear reactors // IEEE Trans. Nucl, Sci. 1971. - V. NS-18. - No. 4. - P. 208-221.

3. Behrisch R., Kadomtsev B.B. Plasma impurities and their significance in fusion reactor // In. Plasma physics and controlled nuclear fusion research. Vienna IAEA. 1975. - V. 2. - P. 229-249.

4. Гусев B.M., Гусева М.И., Гервидс В.И., Коган В.И., Мартыненко Ю.В., Мирнов С.В. Вакуумно-физические условия на выбор материала первой стенки и диафрагмы демонстрационного термоядерного реактора Токамака (Т-20) // Препринт ИАЭ 2545. -М.: ИАЭ, 1975.-15 с.

5. Калин Б.А., Скоров Д.М., Якушин В.Л. Проблемы выбора материалов для термоядерных реакторов: Радиационная эрозия. М.: Энергоатомиздат, 1985. - 184 с.

6. Plasma-material interactions in current tokamaks and their implications for next step fusion reactors / G. Federici, C.H. Skinner, J.N. Brooks et al. // Nucl. Fusion. 2001. - V. 41. - No. 12R.-P. 1967-2137.

7. Assessment of erosion and surface tritium inventory issues for the ITER divertor / Brooks J.N., Causey R., Federici G. et al. // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 294-298.

8. Особенности процессов переноса в пристеночной плазме токамака / Ихтиганов Ю.Л., Крашенинников С.И., Кукушкин А.С. и др. // Итоги науки и техники. Сер. Физика плазмы.-1990.-Т. 11.-Ч. 1.-С. 5-149.

9. Change of the optical reflectivity of mirror surfaces exposed to JET plasmas / Mayer M., Behrisch R., Govers C. et al. // Diagnostics for Experimental Thermonuclear Fusion Reactor. Plenum Press. New York. 1988. - P. 279-286.

10. Рогов A.B., Вуколов К.Ю. Моделирование условия распыления в ИТЭР с использованием магнетронной установки. Методика и режимы распыления // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2005. - Вып. 1. - С. 9-25.

11. Tritium inventory in the ITER PFC's: predictions, uncertainties, R&D status and priority needs / Federici G., Anderl R., Brooks J.N. et al. // Fusion Engineering and Design. 1998. -V. 39-40.-P. 445-464.

12. Есипчук Ю.В., Юшманов П.Н. Эмпирические закономерности удержания энергии в токамаке // Итоги науки и техники. Сер. Физика плазмы. 1990. - Т. 10. - 4.2. - С.3-99.

13. Key ITER plasma edge and plasma-material interaction issues / Federici G., Anderl R., Barabash V. et al. // J. Nucl. Mater. 2003. - V. 313-316. - P. 11-22.

14. ITER Physics Basis / Ed. Perkins F.W., Post D.E., Uckan N.A. et al. // Nucl. Fusion. 1999. -V. 39.-No. 12.-P. 2080-2637.

15. Assessment of erosion and tritium codeposition in ITER-FEAT / Federici G., Brooks J.N., Coster D.P. et al. // J. Nucl. Mater. 2001. - V. 290-293. - P. 260-265.

16. Мартыненко Ю.В , Московкин П.Г., Колбасов Б Н. Накопление и проникновение трития в первой стенке токамака ИТЭР в режиме со срывами // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2001. - Вып. 3. - С. 65-72.

17. Гервидс В.И., Коган В.И. Зависимость радиационных потерь термоядерной плазмы от атомного номера примеси и температуры // Письма в ЖЭТФ. 1975. - Т. 21. - Вып. 61. С. 329-333.

18. Critical plasma-wall interaction issues for plasma-facing materials and components in near-term fusion devices / G. Federici, J.P. Coad, A.A. Haasz et. al. // J. Nucl. Mater. 2000. - V. 283-287.-P. 110-119.

19. Armour Materials for the ITER Plasma Facing Components / V. Barabash, G. Federici, R. Matera et al. // Physica Scripta. 1999. - V. 81. - P. 74-89.

20. Low Cyclic Fatigue of Beryllium / R.D. Watson, D.L. Youchison, D.E. Dombrowski et al // Proc. of the 2nd IEA International Workshop on Beryllium Technology for Fusion, CONF-9509218, Jackson Lake Lodge, Wyoming, USA, September 6-8. 1995. - P. 7.

21. Hackman J., Uhlenbusch J. Experimental Study of the Compatibility of Beryllium Limiters with a Tokamak Plasma // J. Nucl. Fusion. 1984. - V. 24. - № 5. - P. 640.

22. The Beryllium Limiter Experiment in ISX-B / Mioduszewski P.K. et al. // Nucl. Fusion. -1986.-V. 26.-№9.-P. 1171.

23. Experience with High Heat Flux Components in Large Tokamaks / Dietz K.J. et al. // Fusion Engineering and Design. 1991. - V. 16. - P. 229.

24. Калинин Г.М., Барабаш B.P. Выбор и обоснование работоспособности материалов внутрикорпусных элементов реактора ИТЭР // 7 Российская Конференция по Реакторному Материаловедению. Сб. докл. (Димитровград, 8-12 сентября 2003). С. 1-25.

25. Watson R.D., Whitley J.B. Thermal Fatigue Tests of a Prototype Beryllium Limiter for JET // J. Nucl. Eng. and Design. 1986. - V. 4. - P. 49.

26. Neutron irradiation effects on plasma facing materials / V. Barabash, G. Federici, M. Roedig et. al. // J. Nucl. Mater. 2000. - V. 283-287. - P. 138-146.

27. Roth J. Erosion and impurity production of С and Be: a comparison // J. Nucl. Mater. 1987. -V. 145-147.-P. 87-95.

28. Hirooka Y. et al. A new plasma-surface interactions research facility: PISCES-B and first materials erosion experiments on bulk-boronized graphite // J. Vac. Sci. Technology. 1990. -V. A8 (3).-P. 1790-1797.

29. Hirooka Y. Experimental Research for Plasma-Material Interactions and Edge-Plasma Physics // PISCES Program Progress Report 1994-1995, Fusion Energy Research Program, University of California, San Diego, CA 92093-0417, UCSD-ER-011, September, 1995.

30. Hirooka Y. Erosion behavior of beryllium under deuterium plasma bombardment and effects of impurities // Coordinated Research Meeting at IAEA, Fusion Energy Research Program, University of California, San Diego. October 9-11. - 1995.

31. Hirooka Y., Tillack M.S., Conn R.W., Grossman A , Luckhardt S. A Proposal for Experimental Demonstration of Steady-State Impurity Control by Moving-Belt Plasma-Facing

32. Components in the PISCES Plasma Device // Fusion Energy Research Program, Department of Applied Mechanics and Engineering Sciences, University of California, San Diego, 9500 Gilman Dr., La Jolla, CA 92093-0417, UCSD-ENG-047. August, 1997.

33. Eckstein W., Garcia-Rosales C., Roth J., Ottenberger W. Sputtering Data // Max Plank -Institut fur Plasmaphysik, Report IPP 9/82. - 1993. - 242 P.

34. Causey R.A, Walsh D.S. Codeposition of deuterium with beryllium // J. Nucl. Mater. -1998.-V. 254.-P. 84-86.

35. Codeposition of Hydrogen with Be, С and W / Mayer M., Behrisch R., Plank H., Roth J. et al. // Preprint submitted to Elsevier Science, 20 September 1995. P. 1-16.

36. Wampler W.R. Retention and thermal release of deuterium implanted in beryllium // J. Nucl. Mater. 1984. - V. 122-123. - P. 1598.

37. Moller W., Scherzer B.M.U., Bohdansky J. Retention and release of deuterium implanted into beryllium // Tech. Rep. IPP-JET 26, Max-Plank-Institute fur Plasmaphysik, 1985.-87p.

38. Retention of deuterium implanted in hot-pressed beryllium / Kawamura H., Ishituka E., Sa-gara A. et al. // J. Nucl. Mater. 1990. - V. 176-177. - P. 661.

39. Wampler W.R. Trapping of deuterium in beryllium // J. Nucl. Mater. 1992. - V. 196-198. -P. 981.

40. Alimov V.Kh., Zalavutdinov R.Kh., Zakharov A.P. Oxygen incorporation into beryllium under D-ion bombardment in O2 atmosphere // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. - P. 417-422.

41. Gas-induced swelling of beryllium implanted with deuterium ions / Chernikov V.N., Alimov V.Kh., Markin A.V. et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 860-864.

42. Roth J. Sputtering of limiter and divertor materials // Proc. of the 9th International Conference on Plasma-Surface Interaction, Bournemouth, U.K. 1990. - 31-36.

43. Physical and chemical sputtering of graphite and SiC by hydrogen and helium in the energy range of 600 to 7500 eV / Roth J., Bohdansky Y., Poschenrieder W. et al. // J. Nucl. Mater. -1976.-V. 63.-P. 222-230.

44. Garcia-Rosales C., Roth J. Chemical sputtering of pyrolytic graphite and boron doped graphite USB 15 at energies between 10 and 1000 eV // J. Nucl. Mater. 1992. - V. 196-198. - P. 573-576.

45. Search for lower erosion carbon materials / Roth J., Garcia-Rosales C., Behrish R. et al. // J. Nucl. Mater. 1992. - V. 191-194. - P. 45-49.

46. Radiation enhanced sublimation of Boron containing Carbon materials / Vietzke E., Philipps V., Flaskamp K. et al. //J. Nucl. Mater. 1990. - V. 176-177. - P. 481-487.

47. Haasz A.A., Davis J.W. Deuterium retention in doped graphites // J. Nucl. Mater. 1996. -V. 232.-P. 219-225.

48. Carbon chemistry due to combined H+ and 0+ irradiation / Haasz A.A., Chen Alen Y.K., Davis J.W. et al. III. Nucl. Mater. 1997. - V. 248. - P. 19-26.

49. Mech B.V., Haasz A.A., Davis J.W. Chemical erosion of pyrolytic graphite by low-energy H+ and D+ impact//J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 1147-1151.

50. Mech B.V., Haasz A.A., Davis J.W. Isotopic effects in hydrocarbon formation due to low-energy H+ /D+ impact on graphite // J. Nucl. Mater. 1998. - V. 255. - P. 153-164.

51. Chemical sputtering of graphite by H+-ions / Busharov N.P., Gorbatov E.A., Gusev V.M. et al. // J. Nucl. Mater. 1976. - V. 63. - P. 230-235.

52. Guseva M.I., Martynenko Yu.V. Investigation of radiation damages of constructive material surface performed in I.V. Kurchatov Atomic Energy Institute // J. Nucl. Mater. 1984. - V. 128-129.-P. 798-601.

53. Распыление и блистеринг при бомбардировке инконеля, сплава SiC+C и углеситалла ионами Н+ и Не+ / Гусев В М., Гусева М.И., Бушаров Н П. и др. // Атомная Энергия.1977.-Вып.42.-С.486-490.

54. Microstructure and some properties of boron modified graphite USB-15 / Chernikov V.N., Alimov V.Kh., Gorodetsky A.E. et al. // J. Nucl. Mater. 1992 - V. 191-194. - P. 320-325.

55. Scherzer B.M.U., Alimov V.Kh. Evolution of CD4 from bulk boronied graphite and B4C during deuterium implantation // J. Nucl. Mater. 1992. - V. 196-198. - P. 703-707.

56. Resistance of Carbon-Based Materials for the ITER Divertor under Different Radiation Fluxes / Burtseva T.A., Chugunov O.K., Dovguchits E.F. et al. // J. Nucl. Mater. 1992. - V. 191-194.-P. 309-314.

57. Effect of High Heat Plasma Fluxes on the New C-C composites, Different Metals and Coatings for ITER Plasma Facing Components / Burtseva T.A., Drozdov A.A., Gervash A.A. et al. // Fusion Technology. 1994. - V.l. - P. 235-238.

58. Структурное состояние атомов примеси в углеродном материале, легированном бором / Куприянов С.А., Котосонов А.С., Бурцева Т.А. и др. // Цветные металлы. 1994. - № 10.-С. 35-37.

59. Properties of Neutron Irradiated Carbon-Based Materials for Fusion Reactor Application / Platonov P.A., Karpukhin V.I., Mitrofansky A.A. et al. // Plasma Devices and Operations. -1994. V. 3. - P. 79-92.

60. Исследование структурного состояния атомов примесей титана и бора в рекристалли-зованном графите для термоядерных реакторов / Куприянов С.А., Котосонов А.С., Бурцева Т.А. и др. // Цветные металлы. 1994. - № 11. - С. 40-43.

61. Исследование взаимодействия ионов термоядерных энергий с поверхностью углерод-содержащих конструкционных материалов для термоядерных реакторов / Беграмбеков Л.Б., Герчиков М.Ю., Гусева М.И. и др. // Препринт ИАЭ-4026. М: ИАЭ. - 1984. - 8с.

62. Распыление борированного графита ионами водорода / Калин Б.А., Приставко М.В., Якушин В.Л., и др. // Атомная энергия. 1992. - Т. 73. - Вып. 4. - С. 285-289.

63. Sputtering of surface-boronized graphite by hydrogen ion bombardment / Kalin B.A., Yaku-shin V.L., Polsky V.I. et al. //J. Nucl. Mater. 1994. - V. 212-215. - P. 1206-1210.

64. Performance of the Ti Doped Graphite RG-Ti-91 at the Divertor of the Tokamak ASDEX-Upgrade / Burtseva T.A., Barabash V., Masul I.V., Garcia-Rosales C. et al. // J. Nucl. Mater. 1997. - V.241-243.-P. 716-721.

65. Углерод-углеродный композиционный материал / Бурцева Т.А., Мазуль И.В., Прокофьев Ю.Г. и др. // Патент № 2034780. Бюл. № 13. 1995.

66. Burtseva Т.A., Masul I.V. Investigation and Characterization of Carbon-Based Materials for Divertor Application // ITER Final Report. G 17 TT 15 95-06-28 FR (T221.3). RF 1 F67 03/03/1997 E.

67. Carbon fiber composites application in ITER plasma facing components / V. Barabash, G. Federici, R. Matera et al. //J. Nucl. Mater. 1998. - V. 258-263. - P. 149-158.

68. Plasma Disruption Simulation of Different Materials for the ITER Application / Burtseva T.A., Drozdov A.A., Gervash A.A. et al. // Plasma Devices and Operations. 1995. - V. 4. -P. 31-41.

69. Damage of Refractory Metals and Carbon-Based Materials under Simulation of the Thermal Influence of Plasma Disruption / Barabash V.R., Baranov A.G., Burtseva T.A. et al. // Fusion Engineering and Design.-1991.-V. 18.-P. 145-150.

70. Erosion of CFCs and W at high temperature under high heat loads / K. Nakamura, S. Suzuki, K. Satoh et al. // J. Nucl. Mater. 1994. - V. 212-215. - P. 1201-1205.

71. Assessment of tungsten for use in the ITER plasma facing components / Davis J.W., Barabash V.R., Makhankov A. et al. // J. Nucl. Mater. 1998. - V. 258-263. - P. 308-312.

72. Roth J., Eckstein W., Guseva M. Erosion of Be as plasma-facing material // Fusion Engineering and Design. 1997. - V. 37. - P. 465-480.

73. Eckstein W. Computer Simulation of Ion-Solid Interaction // In Springer Series in Material Science. Springer. Berlin.- 1991.-V. 10.-P. 157-183.

74. Roth J., Bohdansky J, Ottenberger W. Data on Low Energy Light Ion Sputtering // Report IPP 9/26. Garching bei Munchen. 1979. - 92 p.

75. Y. Yamamura, Y. Itikawa, N. Itoh Angular Dependence of Sputtering Yields of Mono-atomic Solids // Report IPPJ-AM-26, Nagoya. 1983. - 127 p.

76. Thompson M.W. The energy spectrum of ejected atoms during the high energy sputtering of gold // Phil. Mag. 1968. - V. 18. - P. 377-389.

77. Eckstein W. Energy distributions of sputtered particles // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. -1987. V. B18. - P. 344-356.

78. Roth J., Wampler W.R., Jacob W. Release of deuterium from carbon-deuterium films on Be during carbide formation and oxidation // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 250. - P. 23-28.

79. Kustner M., Eckstein W., Hechtl E, Roth J. Angular dependence of the sputtering yield of rough beryllium surfaces // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 265. - P. 22-27.

80. Roth J., Bohdansky J, Ottenberger W. Unity yield conditions for sputtering of graphite by carbon ions//J. Nucl. Mater.-1989.-V. 165.-P. 193-199.

81. Physical and chemical sputtering of multicomponent solids / Eckstein W., Roth J., Gauthier E. et al. // Fusion Technology. 1991. - V. 19. - P. 2076-2083.

82. Roth J., Moller W. Mechanism of enhanced sputtering of carbon at temperatures above 1200°C // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 1985. - V. B7/8. - P. 788-792.

83. Franzen P., Haasz A. A., Davis J.W. Radiation-enhanced sublimation of doped graphites // J. Nucl. Mater. 1995. - V. 226. - P. 15-26.

84. Eckstein W., Phillips V. Physical sputtering and radiation-enhanced sublimation // In Physical Processes of the Interaction of Fusion Plasmas with Solids / Eds. W.O. Hofer, J. Roth. Academic Press, New York. 1996. - P. 93-112.

85. Vietzke E., Haasz A.A. Chemical erosion // In Physical Processes of the Interaction of Fusion Plasmas with Solids / Eds. W.O. Hofer, J. Roth. Academic Press, San Diego. 1996. -P. 135-152.

86. Davis J.W., Haasz A.A. Impurity release from low-Z materials under light particle bombardment// J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 37-51.

87. Roth J. Chemical erosion of carbon based materials in fusion devices // J. Nucl. Mater. -1999.-V. 266-269.-P. 51-57.

88. H atom impact induced chemical erosion reaction at C:H film surfaces / Horn A., Schenk A., Briener J. et al. // Chemical Physics Letters. 1994. - V. 231. - P. 193-198.

89. Mech B.V., Haasz A.A., Davis J.W. Model for the chemical erosion of graphite due to low-energy H+ and D+ impact // J. Applied Physics. 1998. - V. 84. - P. 1655-1669.

90. Balden M., Roth J. New weight-loss measurements of the chemical erosion yields of carbon materials under hydrogen ion bombardment // J. Nucl. Mater. 2000. - V. 280. - P. 39-44.

91. Interaction of charge exchange neutrals with the main chamber walls of plasma machines / Verbeek H., Stober J., Coster D.P. et al. // Nuclear Fusion. 1998. - V. 38. - P. 1789-1804.

92. Spectroscopic measurements of tungsten erosion in the ASDEX Upgrade divertor / Thoma A., Asmussen K., Dux R. et al. // Plasma Physics and Controlled Fusion. 1997. - V. 39. -P. 1487-1500.

93. GoldstraB P., Eckstein W., Linsmeier Ch. Erosion of beryllium and deposition of carbon and oxygen due to bombardment with C+ and CO+ ions // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. -P. 581-586.

94. Eckstein W., Krieger K., Roth J. Erosion of W and deposition of C due to bombardment with D and CH3 //J. Nucl. Mater. 1998. - V. 258-263. - P. 912-916.

95. Mixed-material coating formation on plasma-facing components / Doerner R.P., Grossman A.A., Luckhardt S. et al. // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. - P. 392-398.

96. Krieger K., Roth J. Synergistic effects by simultaneous bombardment of tungsten with hydrogen and carbon // J. Nucl. Mater. 2001 - V. 290-293. - P. 107-111.

97. Jacob W., Roth J., Maruyama K. Erosion behavior of soft, amorphous deuterated carbon films by heat treatment in air and under vacuum // J. Nucl. Mater. 1999. - V.264.-P.56-70.

98. Hassanein A., Konkashbaev I. Erosion of plasma-facing materials during a tokamak disruption // Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion (Supplement to J. Nucl. Fusion). 1994. - V. 5. - P. 193-224.

99. Hassanein A., Konkashbaev I. An assessment of disruption erosion in the ITER environment // Fusion Engineering and Design. 1995. - V. 28. - P. 27-33.

100. Materials effects and design implications of disruptions and off-normal events in ITER / Hassanein A., Federici G., Konkashbaev I. et al. // Fusion Engineering and Design. 1998. -V. 39-40.-P. 201-210.

101. Hassanein A., Konkashbaev I. Comprehensive physical models and simulation package for plasma/material interactions // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 273. - P. 326-333.

102. Modeling and simulation of melt-layer erosion during a plasma disruption / Hassanein A., Belan V., Konkashbaev I. et al. // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 288-293.

103. Hassanein A., Konkashbaev I. Lifetime evaluation of plasma-facing materials during a tokamak disruption // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 713-717.

104. Plasma shield formation and divertor plate erosion for ITER tokamak plasma / Wurz H., Landman I., Basylev B. et al. // J. Nucl. Mater. -1996. V. 233-237. - P. 798-802.

105. Hassanein A., Konkashbaev I. Macroscopic erosion of plasma facing and nearby components during plasma instabilities: the droplet shielding phenomenon // J. Nucl. Mater. -2001.-V. 290-293.-P. 1074-1078.

106. Study of brittle destruction and erosion mechanisms of carbon-based materials during plasma instabilities / T. Burtseva, A. Hassanein, I. Ovchinnikov et al. // J. Nucl. Mater. -2001.-V. 290-293. P. 1059-1063.

107. Konkashbaev I., Hassanein A. Performance and lifetime assessment of reactor wall and nearby components during plasma instabilities // J. Nucl. Mater. 1998. - V. 258-263. - P. 645-652.

108. VaGen R., Kaiser A., Stover D. Potential of nanocrystalline low-Z materials for plasma facing, structural applications in fusion reactors // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 708-712.

109. Material erosion and erosion products under plasma heat loads / V. Safronov, N. Arkhipov, V. Bakhtin et al. // J. Nucl. Mater. 2001. - V. 290-293. - P. 1052-1058.

110. Van der Laan J.G. Effects of pulsed-laser radiation on first-wall materials // J. Nucl. Mater. -1989.-V. 162-164.-P. 964-969.

111. Prediction for disruption erosion of ITER plasma facing components: a comparison of experimental and numerical results / J.G. Van der Laan, M. Akiba, A. Hassanein et al. // Fusion Engineering and Design. 1991. - V. 18. - P. 135-144.

112. Van Osch E.V., Van der Laan J.G. Material erosion and surface temperature response to plasma-disruption heat load simulations // J. Nucl. Mater. 1995. - V.220-222. - P.781-784.

113. Erosion of newly developed CFCs and Be under disruption heat loads / K. Nakamura, M. Akiba, M. Araki et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 730-735.

114. Test of divertor materials under simulated plasma disruption conditions at the SOM electron beam facility / V. Engelko, R. Kurunov, B. Ljublin et al. // J. Nucl. Mater. 1995. - V. 220-222.-P. 1071-1075.

115. Investigation of the candidate divertor materials erosion at the powerful electron beam / V. Engelko, A. Andreev, T. Burtseva et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V.233-237. - P.818-822.

116. Erosion of metals and carbon based materials during disruption-simulation experiments / J. Linke et al. // J. Nucl. Mater. 1994. - V. 212-215. - P. 1195-1200.

117. On a possibility of explosive material erosion under conditions of ITER disruption event / A.V. Burdakov, M.N. Chagin, V.V. Philippov, V.S. Koidan et al. //J. Nucl. Mater. 1996. -V. 233-237.-P. 697-700.

118. Test of divertor materials under simulated ITER plasma disruption conditions at the GOL-3 facility / A V. Burdakov, V.V. Philippov, V.S. Koidan et al. IIII J. Nucl. Mater. 1994. - V.212.215.-P. 1345-1348.

119. Study of structure and dynamics of shielding layer for inclined incidence of plasma stream at MK-200 facility / N.I. Arkhipov, V.P. Bakhtin, S.M. Kurkin, V.M. Safronov et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 767-770.

120. Absolute VUV spectroscopy of an eroding graphite target using a calibrated CCD camera / N.I. Arkhipov, V.P. Bakhtin, S.M. Kurkin, V.M. Safronov et al. // J. Nucl. Mater. 1999. -V. 266-269.-P. 751-753.

121. Features of dynamics and structure of the shielding layer at the interaction of plasma flow with target / V.G. Belan, V.F. Levashov, V.S. Maynashev et al. // J. Nucl. Mater. 1996. -V. 233-237.-P. 763-766.

122. Arkhipov N., Bakhtin V., Safronov V. et al. Plasma temperature measurements in disruption simulated experiments // Fusion Technology-1994 / Eds. K. Herschbach, W. Maurer, J.E. Vetter. Elsevier, Amsterdam. 1995. - V. 1. - P. 395-401.

123. Arkhipov N., Bakhtin V., Safronov V. et al. Plasma-materials interaction under simulated disruption conditions // Fusion Technology-1994 / Eds. K. Herschbach, W. Maurer, J.E. Vetter. Elsevier, Amsterdam. 1995. - V. 1. - P. 463-469.

124. Температура экранирующего слоя при взаимодействии высокотемпературной плазмы с поверхностью твердого тела / Архипов Н.И., Васенин С.Г., Бахтин В.П. и др. // Физика плазмы. 1998. - Т. 24. - № 4. - С. 340-356.

125. Формирование экранирующего слоя при облучении твердотельных материалов мощными плазменными потоками / Архипов Н.И., Васенин С.Г., Бахтин В.П. и др. // Физика плазмы. -1998. Т. 24. - № 4. - С. 263-278.

126. Erosion and microstructure change of materials during disruption-simulation experiments in plasma accelerator / Kalin B.A., Polsky V.I., Yakushin V.L. et al. // J. Nucl. Mater. 1995. -V. 220-222.-P. 934-938.

127. Investigation of fusion reactor candidate materials erosion in plasma disruption simulation experiments / Yakushin V.L., Kalin B.A., Shulga A.V. et al. // J. Nucl. Mater. 1998. - V. 258-263.-P. 1127-1132.

128. Damage of Refractory Metals and Carbon-Based Materials under Simulation of the Thermal Influence of Plasma disruption / Barabash V.R., Baranov A.G., Burtseva T.A. et al. // Fusion Engineering and Design. 1991. - V. 18. - P. 145-150.

129. B.J.D. Tubbing and JET Team. On the operation cycle of tokamak fusion reactors // Plasma Physics and Controlled Fusion. 1993. - V. 35B. - P. 55-66.

130. Beryllium Plasma-facing Components: JET Experience / Deksnis E.B., Peacock A.T., Altmann H. et al. // Report JET-P(97) 01, JET Joint Undertaking. Abington, Oxfordshire, OX14 3EA, UK. 1997. -124 p.

131. Campbell D.J., JET Team. Experimental comparison of carbon and beryllium as divertor target materials in JET // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 379-384.

132. The safety implications of tokamak dust size and surface area / K.A. McCarthy, D.A. Petti, W.J. Carmack et al. // Fusion Engineering and Design. 1998. - V. 42. - P. 45-52.

133. Winter J., Gebauer G. Dust in magnetic confinement fusion devices and its impact on plasma operation // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. - P. 228-233.

134. Winter J. Formation of Dust and its Role in Fusion Devices // Report 68-B8-09, Institut fur Experimentalphysik II, Ruhr University, Bochum, Germany. 1999. - 81 p.

135. Collection and analysis of particulate from the DIII-D Tokamak / W.J. Carmack, K.A. McCarthy, D A. Petti et al. // Fusion Engineering and Design. 1998.-V.39-40.-P.477-483.

136. Carmack W.J. DIII-D Dust Particulate Characterization // Report INEEL/EXT-1999-00095, US Department of Energy INEEL. 1999. - 74 p.

137. Dust characterization and analysis in Tore-Supra / Ph. Chappuis, E. Tsitrone, M. Mayne etal. // J. Nucl. Mater. 2001. - V. 290-293. - P. 245-249.

138. Carter G., Colligon J.S. Ion Bombardment of Solids. London: Heinemann Educational Books, Ltd.-1968.-446 p.

139. Ионная имплантация / Под ред Дж. К. Хирвонена. М.: Металлургия. - 1985. - 391 с.

140. Eckstein W. Reflection // Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion (Supplement to J. Nucl. Fusion).-1991.-V. l.-P. 17-38.

141. Birtcher R.C., Averback R.S., Blewitt Т.Н. Saturation behaviour of cascade damage production using fission fragment and ion irradiations // J. Nucl. Mater. 1978. - V.75.-P.167-176.

142. Дамаск А., Дине Дж. Точечные дефекты в металлах. М: Мир. - 1966. - 291 с.

143. Ziegler J.F., Iafrate G.J. The stopping of energetic ions in solids // Radiation Effects and Defects in Solid. 1980. - V. 46. -N. 3-4. - P. 199-220.

144. Пространственные распределения энергии, выделенной в каскаде атомных столкновений в твердых телах / А.Ф. Буренков, Ф.Ф. Комаров, М.А. Кумахов и др. М: Энерго-атомиздат. - 1985. - 245 с.

145. LeBlanc L., Ross G.G. Ranges and variances of 0.2-1.0 keV hydrogen and deuterium ions implanted into Be, С and Si // Nuclear Instruments and Methods. -1993. V.B83.-P. 15-20.

146. Галактионова H.A. Водород в металлах. М.: Металлургия. - 1967. - 307 с.

147. Möller W. The behaviour of hydrogen atoms implanted into metals // Nuclear Instruments and Methods. 1983. - V. 209-210. - P. 773-790.

148. Trapping, detrapping and release of implanted hydrogen isotopes / K.L. Wilson, R. Bastasz, R.A. Causey et al. // Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion (Supplement to J. Nucl. Fusion). 1991. - V. 1. - P. 31 -51.

149. Wampler W.R. Surface-limited release of deuterium from tantalum // J. Applied Physics. -1991.-V. 69.-P. 3063-3067.

150. Pick M.A., Sonnenberg К. A model for atomic hydrogen-metal interactions application to recycling, recombination and permeation//J. Nucl. Mater. - 1985. -V. 131.-P. 208-220.

151. Baskes M.I. A calculation of the surface recombination rate constant for hydrogen isotopes on metals // J. Nucl. Mater. 1980. - V. 92. - P. 318-324.

152. Wampler W.R. Hydrogen permeation into iron // J. Appl. Phys. -1989.-V.65.- P.4040-4044.

153. Antoniazzi A.B., Haasz A.A., Stangeby P.C. The effect of adsorbed carbon and sulphur on hydrogen permeation through palladium //J. Nucl. Mater. -1989.-V.162-164.-P. 1065-1070.

154. Andrew P.L., Haasz A.A. Effect of surface impurities on the permeation of hydrogen through iron//J. Vacuum Science and Technology.- 1990.-V. A8.-P. 1807-1813.

155. Haasz A.A., Andrew P.L., Antoniazzi A.B. Measurement of hydrogen permeation through bilayer copper-iron membranes // J. Vacuum Sei. and Tech. 1989. - V.A7. - P. 1042-1046.

156. Andrew P.L., Haasz A.A. Hydrogen permeation through copper-coated palladium // J. Applied Physics. 1991. - V. 70. - P. 3600-3604.

157. Doyle B.L. A simple theory for maximum H inventory and release: A new transport parameter // J. Nucl. Mater. 1982. - V. 111-112. - P. 628-635.

158. Doyle B.L., Brice D.K. // Radiation Effects and Defects in Solid. -1985. V. 89. - P. 21168. Ion-beam studies of hydrogen-metal interactions / S.M. Myers, P.M. Richards, W.R. Wampler et al. // J. Nucl. Mater. - 1989. - V. 165. - P. 9-64.

159. Theoretical examination of the trapping of ion-implanted hydrogen in metals / S.M. Myers, P. Nordlander, F. Besenbacher et al. // Phys. Review B. -1986. V. 33. - P. 854-863.

160. Serra E., Benamati G., Ogorodnikova O.V. Hydrogen isotopes transport parameters in fusion reactor materials // J. Nucl. Mater. 1998. - V. 255. - P. 105-115.

161. Causey R.A. Overview of Tritium Retention in Fusion Reactor Materials // Report DFC980216 SNL at the IAEA Workshop on Critical Assessment of Tritium Retention in Fusion Reactor Materials, Vienna, Austria. 1999. - 27 p.

162. Frauenfelder R. Solution and Diffusion of Hydrogen in Tungsten // J. Vacuum Science and Technology. 1969. - V. 6. - P. 388-397.

163. Jones P.M., Gibson R. Hydrogen in beryllium Hi. Nucl. Mater. 1967. - V.21. - P.353-354.

164. Swansiger W.A. Tritium solubility in high purity beryllium // J. Vacuum Science and Technology. 1986. - V. A4. - P. 1216-1217.

165. Abramov E., Riehm M.P., Thompson D.A. Deuterium permeation and diffusion in high-purity beryllium // J. Nucl. Mater. 1990. - V. 175. - P. 90-95.

166. Haasz A.A., Davis J.W. Deuterium retention in beryllium, molybdenum and tungsten at high fluences // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 1076-1081.

167. Wampler W.R. Retention and thermal release of deuterium implanted in beryllium // J. Nucl. Mater.-1984.-V. 122-123.-P. 1598-1602.

168. Gas swelling and related phenomena in beryllium implanted with deuterium ions / V.N. Chemikov, V.Kh. Alimov, A.V. Markin et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 228. -P. 47-60.

169. Hydrogen retention in plasma-facing materials and its consequences on tokamak operation / A.P. Zakharov, A.E. Gorodetsky, V.Kh. Alimov et al. // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243.-P. 52-67.

170. Alimov V.Kh, Scherzer B.M.U. Deuterium retention and re-emission from tungsten materials // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 240. - P. 75-80.

171. Hydrogen isotope retention in beryllium for tokamak plasma-facing applications / R.A. An-derl, R.A. Causey, J.W. Davis et al. // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 273. - P. 1-26.

172. Eleveld H., van Veen A. Void growth and thermal desorption of deuterium from voids in tungsten //J. Nucl. Mater. 1994. - V. 212-215. - P. 1421-1425.

173. Doyle B.L., Wampler W.R., Brice D.K. Temperature dependence of H saturation and isotope exchange // J. Nucl. Mater. -1981. V. 103-104. - P. 513-517.

174. Davis J.W., Haasz A.A., Walsh D.S. Flux and fluence dependence of H+ trapping in graphite//J. Nucl. Mater.-1990.-V. 176-177.-P. 1000-1004.

175. Chiu S., Haasz A.A. Chemical release of implanted deuterium in graphite // J. Vacuum Science and Technology. 1991. - V. A9. - P. 747-752.

176. Wampler W.R., Brice D.K., Magee W. Saturation of deuterium retention in carbon a new calibration for plasma edge probes // J. Nucl. Mater. 1981. - V. 102. - P. 304-312.

177. Causey R.A. The interaction of tritium with graphite and its impact on tokamak operations // J. Nucl. Mater.-1989.-V. 162-164.-P. 151-161.

178. Deuterium trapping in deep traps of differently oriented pyrolytic graphite exposed to D2 gas at 1473 К / V.N. Chemikov, W.R. Wampler, A.P. Zakharov et al. // J. Nucl. Mater. -1999.-V. 264.-P. 180-197.

179. Haasz A.A., Davis J.W. Fluence dependence of deuterium trapping in graphite // J. Nucl. Mater.-1994.-V. 209.-P. 155-160.

180. Two-region model for hydrogen trapping in and release from graphite / A.A. Haasz, P. Franzen, J.W. Davis et al. // J. Applied Physics. 1995. - V. 77. - P. 66-86.

181. Tritium depth profiles in graphite and carbon fibre composite material exposed to tokamak plasmas / R.D. Penzhorn, N. Bekris, U. Berndt et al. // J. Nucl. Mater. 2001. - V. 288. - P. 170-178.

182. Trapping of deuterium at damage in graphite / W.R. Wampler, B.L. Doyle, R.A. Causey et al. // J. Nucl. Mater. 1990. - V. 176-177. - P. 987-991.

183. Trapping of deuterium in boron and titanium modified graphites before and after carbon ion irradiation / V.N. Chemikov, A.E. Gorodetsky, S.L. Kanashenko et al. // J. Nucl. Mater. -1994.-V. 217.-P. 250-257.

184. Deuterium trapping in graphites irradiated with C+ ions at 350 and 673 К / V.N. Chemikov, A.E. Gorodetsky, S.L. Kanashenko et al. // J. Nucl. Mater. 1995. - V.220-222.-P.912-916.

185. Hydrogen adsorption on and solubility in graphites / S.L. Kanashenko, A.E. Gorodetsky, V.N. Chemikov et al. // J. Nucl. Mater. 1996. - V. 233-237. - P. 1207-1212.

186. Jacob W. Surface reactions during growth and torsion of hydrocarbon films // Thin Solid Films. 1998. - V. 326. - P. 1-42.

187. Wang W., Jacob W., Roth J. Oxidation and hydrogen isotope exchange in amorphous, deuterated carbon films // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 245. - P. 66-71.

188. Моделирование процессов в газовом диверторе на установке с прямым магнитным полем / Антонов Н В., Колесников Р А., Корниенко С.Н. и др. // Прикладная физика.1999.-№5.-С. 51-58.

189. Bulk retention of deuterium in graphites exposed to deuterium plasma at high temperatures Arkhipov I.I. et al. //J. Nucl. Mater. -1996. V. 233-237. - P. 1202-1206.

190. Взаимодействие плазмы с газовой мишенью в магнитном поле / Хрипунов Б И., Шо-лин Г.В., Антонов Н.В. и др. // ВАНТ. Термоядерный синтез. 1999. -Вып.2. -С.53-60.

191. Resonance radiation and high excitation of neutrals in plasma-gas interactions / Litnovsky A.M., Khripunov B.I., Sholin V.B. et al. // J. Nucl. Mater. -2001.-V.290-293.-P. 1107-1 111.

192. Хрупкое разрушение углеграфитовых материалов при воздействии интенсивных импульсных потоков водородной плазмы / М.И. Гусева, В.М. Гуреев, Ю.В. Мартыненко и др. //Журнал Технической Физики. 1996. - Т. 66.-Вып. 6.-С. 106-123.

193. Ионный ускоритель ИЛУ на 100 кэВ с сепарацией ионов по массе / Гусев В.М., Буша-ров Н.П., Нафтулин С.М. и др. // ПТЭ. 1969. - Т. 4. - С. 19-25.

194. Распыление твердых тел ионной бомбардировкой / Вып. I. Под ред. Р. Бериша. М.: Мир.-1984.-336с.

195. Investigation of Beryllium Self-Sputtering / Guseva M.I., Korshunov S.N., Gureev V.M. et al. // J. Nucl. Mater. -1997. V. 241 -243. - P. 1117-1121.

196. Мюллер Э. Автоионная микроскопия. Пер. с англ. М: Мир. - 1971. - 147с.

197. Суворов A.JI. Структура и свойства поверхностных атомных слоев металлов. М.: Энергоатомиздат. -1990. - 296 с.

198. Бобков А.Ф., Зайцев С.В., Касаткин В.А., Суворов A.JI. Автоионный микроскоп с плазменной подготовкой поверхности образцов // Приборы и техника эксперимента. -1985.-Т. 6.-С. 188-205.

199. Гусева М.И., Суворов A.JI., Коршунов С.Н., Лазарев Н.Е. Распыление вольфрама, окиси вольфрама и перемешанных слоев вольфрам-углерод ионами дейтерия в припоро-говой области энергий // ЖТФ. -1999. Т. 69. - Вып. 9. - С. 137-142.

200. Guseva M.I., Suvorov A.L., Korshunov S.N., Lazarev N.E. Sputtering of beryllium, tungsten, tungsten oxide and mixed W-C layers by deuterium ions in the near-threshold energy range // J. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. - P. 222-227.

201. Суворов А.Л. Автоионная микроскопия радиационных дефектов в металлах. М.: Энергоатомиздат. - 1982. - 241с.

202. Березняк П.А., Слезов В.В. Расчет характеристик ионного потока, бомбардирующего вершину игольчатого эмиттера // Радиотехника и Электроника. 1972. - Т. 17. - С. 354-403.

203. Clu W.K., Mayer J.W., Nicolet М.А. Backscattering spectrometry. London: Academic Press.-1978.-214 p.

204. Петров H.H., Аброян И.А. Диагностика поверхности с помощью ионных пучков. Л.: ЛГУ.-1979.-160 с.

205. Комаров Ф.Ф., Кумахов М.А., Ташлыков И.С. Неразрушающий анализ поверхностей твердых тел ионными пучками. Минск: Университетское. - 1987. - 256 с.

206. И.П. Чернов, В.Н. Шадрин. Анализ содержания водорода и гелия методом ядер отдачи. М.: Энергоатомиздат. - 1988. - 128 с.

207. Крючков Ю.Ю., Чернов И.П. Основы ядерного анализа твердого тела. М.: Энергоатомиздат. - 1999. - 350 с.

208. Garcia-Rosales С., Eckstein W., Roth J. Revised formulae for sputtering data//J. Nucl. Mater.-1994.-V. 218.-P. 8-14.

209. Bohdansky J. A universal relation for the sputtering yield of monoatomic solids at normal ion incidence // Nuclear Instruments and Methods. 1984. - V. B2. - P. 587-596

210. Hechtl E., Roth J., Eckstein W., Wu C.H. Experimental investigation of the angular dependence of Be self-sputtering // J. Nucl. Mater. 1995. - V. 220-222 - P. 883-887.

211. Распыление твердых тел ионной бомбардировкой / Вып. II. Под ред Р. Бериша М.:1. Мир.- 1986.-488с.

212. Self-sputtering of beryllium and sputtering and erosion of C-C composite in the experiments on plasma disruption simulation / Gureev V.M., Guseva M.I., Korshunov S.N. et al. // J. Nucl. Mater. 1995. - V. 220-222. - P. 957-960.

213. Investigation of the beryllium ion-surface interaction / Guseva M.I., Birukov A.Yu., Gureev V.M., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // J. Nucl. Mater. 1996.-V.233-237.-P.681-687.

214. Investigation of Beryllium Self-Sputtering / Guseva M.I., Korshunov S.N., Gureev V.M. et al. // J. Nucl. Mater. 1997. - V. 241-243. - P. 1117-1121.

215. Гусева М.И., Коршунов C.H. Исследование распыления бериллия ионами бериллия // Материалы VII Межнационального совещания «Радиационная физика твердого тела». Севастополь, 1997 / Под. ред. Бондаренко Г.Г. М.: МГИЭМ (ТУ). - 1997. - С. 104-106.

216. Investigation of the elemental composition of beryllium surface after ion self-sputtering at different angles of irradiation / Guseva M.I., Danelyan L.S., Korshunov S.N. et al. // Surface Investigation. 1998. - V. 13. - P. 1039-1042.

217. Моргулис Н.Д., Тищенко В.Д. Измерения пороговых энергий распыления ряда металлов ионами инертных газов и ртути с помощью радиоактивных изотопов // Тезисы докладов XII Всесоюзной конференции по эмиссионной электронике. М.: Наука. -1968.-С. 63-66.

218. Sputtering of Be and BeO by light ions / Roth J., Bohdansky J., Blewer W. et al. // J. Nucl. Mater. 1979. - V. 85-86. - P. 1077-1086.

219. Roth J., Eckstein W., Bohdansky J. Beryllium self-sputtering: An interpolation of data for D, He, Ne and Ar // J. Nucl. Mater. -1989. V. 165. - P. 199-211.

220. Roth J., Bohdansky J., Martinelli A.P. Low energy light ion sputtering of metals and carbides // Proc. of First Conference on Ion Beam Modification of Materials, Budapest, Hungary.-1978.-P. 1541-1568.

221. Eckstein W., Bohdansky J., Roth J. Physical Sputtering // Atomic and Plasma-Material Interaction Data for Fusion (Supplement to J. Nucl. Fusion). 1991. -V. 1. - P. 51-61.

222. Tungsten erosion under simulation of ITER divertor operation / Guseva M.I., Gureev V.M., Danelyan L.S., Kolbasov B.N., Korshunov S.N. et al. // Plasma Devices and Operations. -2003. V. 11. - No. 3. - P. 141-153.

223. Guseva M.I. Interaction of Ion and Plasma Beams with Carbon Material // Report on IAEA Advisory group meeting. IAEA-AGM. Vienna. 1991.

224. Guseva M.I. Hydrogen ion and plasma flux effect on carbon graphite materials // Report on the US-USSR Exchange Workshop on Advanced Plasma Facing Materials / Ed. К Welson, 94551 -0969. 1990. - P. 176-200.

225. Особенности микроструктуры и содержание дейтерия в углеродных глобулярных пленках, переосажденных в токамаке Т-10 / Гусева М.И., Гуреев В.М., Домантовский А.Г. и др. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2001. - Вып. 1. - С. 3-12.

226. Erosion and Deuterium Retention Investigation of Mixed W-Be Layers on Beryllium in Experiments on Plasma Disruption Simulation / Korshunov S.N., Vasiliev V.I., Guseva M.I. et al. // Fusion Technology. 2000. - V. 38. -N. 3. - P. 357-363.

227. Fusion safety studies in Russia from 1996 to 2000 / Kolbasov B.N., Biryukov A.Yu., Davy-dov D.A., Guseva M.I., Khripunov B.I., Korshunov S.N. et al. // Fusion Engineering and Design. -2001. V. 54. - P. 451-464.

228. Эрозия вольфрама в экспериментах по имитации работы дивертора реактора ИТЭР / Гусева М.И., Гуреев В.М., Данелян JI.C., Коршунов С.Н. и др. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. -2002. Вып. 3-4. - С. 20-30.

229. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Механика сплошных сред. М.: ГИТТЛ. - 1954. - 317 с.

230. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Гидродинамика. М.: Наука. - 1986. - 243 с.

231. Особенности накопления ионов водорода в бериллии при больших дозах облучения / Бирюков А.Ю., Гуреев В.М., Гусева М.И., Коршунов С.Н. и др. // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. -1996.-№1.-С.94-97.

232. Имитация влияния нейтронного облучения на накопление водорода в бериллии / Гусева М.И., Гуреев В.М., Данелян Л.С., Затекин В.В., Куликаускас B.C., Коршунов С.Н. и др. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2001. - Вып. 1. - С. 44-50.

233. Tritium retention in tungsten exposed to intense fluxes of 100 eV tritons / Causey R., Wilson K., Venhaus T. et al. Hi. Nucl. Mater. 1999. - V. 266-269. - P. 467-471.

234. Growth of redeposited carbon and its impact on isotope retention properties on tungsten in a high flux deuterium plasma / Sze Fan C., Chousal L., Doerner R.P. et al. // J. Nucl. Mater.1999. V. 266-269. - P. 1212-1218.

235. Retention and release of deuterium implanted in W and Mo / Nagata S., Takahiro K., Ho-riike S. et al. Hi. Nucl. Mater. 1999. -V. 266-269. - P. 1151-1156.