Retention of deuterium in damaged low-activation steel Rusfer (EK-181) after gas and plasma exposure

Спицын, А. В.; Голубева, А. В.; Bobyr, N. P.; Khripunov, B.I.; Черкез, Д. И.; Petrov, V.B.; Mayer, M.; Огородникова, О. В.; Alimov, V.Kh.; Климов, Н. С.; Putrik, A. B.; Чернов, В. М.; Leontieva-Smirnova, M. V.; Gasparyan, Yu. M.; Ефимов, В. М.

doi:10.1016/j.jnucmat.2014.08.008

Cited by 18 publications

(6 citation statements)

References 14 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…В 1990-х годах начались исследования в области взаимодействия изотопов водорода с материалами -проникновения через конструкционные материалы термоядерных реакторов и накопления водорода в них. В последние годы изучены такие материалы, как ферритно-мартенситные стали со сниженным уровнем наведённой активности под действием нейтронного облучения, аустенитные реакторные стали, сплавы ванадия, углеродные материалы и вольфрам [36,37]. Проводятся исследования влияния дефектов и повреждений на свойства материалов термоядерных установок.…”

Section: проникновение водорода в материалыunclassified

TO THE 60th ANNIVERSARY OF THE OGRA

Arsenin¹,

Zhiltsov²,

Kulygin³

et al. 2018

PAST-TF

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

Дан краткий обзор результатов экспериментальных и теоретических исследований, выполненных в созданном по инициативе И.В. Курчатова в Институте атомной энергии отделе Огра. Они относятся к открытым магнитным ловушкам, токамакам, инжекторам, элементарным процессам, физике и технике высокого вакуума, ряду технологических применений плазмы.Ключевые слова: Огра, открытая ловушка, токамак, инжектор, элементарные процессы, вакуум, плазменные технологии.A brief review of experimental and theoretical results achieved in Ogra Department of Kurchatov Institute is presented. The results are related to open-ended magnetic traps, tokamaks, injectors, unit processes, vacuum technique, some plasma technologies.

show abstract

Section: проникновение водорода в материалыunclassified

TO THE 60th ANNIVERSARY OF THE OGRA

Arsenin¹,

Zhiltsov²,

Kulygin³

et al. 2018

PAST-TF

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…Несмотря на присутствие в стали ЭК-181 (русфер) элементов с отрицательной теплотой растворения водорода, способных накапливать значительное количество дейтерия (ванадий и тантал), интегральное накопление в стали как при облучении низкоэнергетичными ионами плазмы, так и при выдержке в газе [10] не превышает 510 -3 % ат. При этом накопление заметно снижается, если температура образца во время облучения выше 400 К. Термодесорбционный спектр дейтерия из образцов стали ЭК-181 (русфер) можно условно разделить на две области: основной пик при 500-550 K и множество мелких пиков (как правило, на порядок меньше по амплитуде основного пика) в диапазоне 700-1200 K. Максимальное накопление дейтерия происходит при температурах облучения 290-360 K и обусловлено низкотемпературным пиком в ТДС.…”

Section: заключениеunclassified

“…Бочвара создана низкоактивируемая ферритно-мартенситная сталь ЭК-181 (русфер) [8]. Работы, посвящённые взаимодействию изотопов водорода с этим материалом немногочисленны [9,10].…”

Section: Introductionunclassified

Influence of Temperature on Deuterium Retention in Low-Activation Steel Ek-181 (Rusfer) at Deuterium Plasma Irradiation

Bobyr¹,

Голубева²,

Черкез³

et al. 2015

PAST-TF

Self Cite

View full text Add to dashboard Cite

Исследование поведения изотопов водорода в материалах термоядерных реакторов является одной из актуальных задач для термоядерного синтеза. В работе исследовано накопление дейтерия в образцах ферритно-мартенситной стали со сниженным уровнем наведённой активности под действием нейтронного облучения ЭК-181 (русфер) в процессе облучения низкотемпературной дейтериевой плазмой с энергией ионов 300 эВ при температуре образцов от комнатной до 635 К. Концентрация дейтерия в образцах измерялась методом термодесорбционной спектроскопии, а также методом ядерных реакций, используя реакцию D(3 He, p) 4 He при энергии анализирующих ионов 3 He + от 0,69 до 4,5 МэВ. Накопление дейтерия в стали ЭК-181 в проведённых экспериментах было очень мало и составило 10-3-10-2 % ат. Наибольшее накопление дейтерия наблюдалось при температуре образца 300-350 K в ходе облучения. Обнаружено резкое уменьшение захваченного дейтерия при температуре облучения выше 400 К. Сравнение данных, полученных методами термодесорбционной спектроскопии и ядерных реакций, показывает, что основная часть дейтерия захватывается в объёме материала, хотя максимум концентрации дейтерия всегда находится вблизи поверхности. Ключевые слова: накопление изотопов водорода, низкоактивируемая сталь, дейтериевая плазма.

show abstract

“…Understanding hydrogen isotope (H) retention behavior in plasma-facing materials is of critical importance from the viewpoint of safety and economy of magnetic confinement fusion. Recently, plasma interactions with reduced activation ferritic/martensitic steel (RAFMs) have been extensively investigated for the potential use of bare RAFMs as first wall [1][2][3][4][5][6][7][8][9][10][11][12]. Helium (He) effect on H retention in RAFMs is one of the preferential topics because He will be continuously produced from fusion reaction and will eventually migrate into the wall material [6][7][8][9][10][11].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Reexamination of D retention behavior in He ion irradiated RAFMs

Zhou

Liu

et al. 2018

Nucl. Fusion

View full text Add to dashboard Cite

Helium (He) effects on deuterium (D) retention in reduced activation ferritic/martensitic steel (RAFMs) have been studied by high-energy He ion pre-injection and following D plasma exposure. He-damaged layers at the surface and inside the material bulk are induced by 3.5 MeV He ion bombardments with and without energy degrader, respectively. Iron (Fe) ion pre-irradiation is performed as a comparison so that He effects are clearly distinguished. It has been found that He injected into the bulk of RAFMs can suppress D retention whereas D behavior is not significantly affected by the damages from high-energy Fe ion. When the damage layers are shifted to the near surface, D retention is enhanced by both of He and Fe pre-irradiation.

show abstract

Retention of deuterium in damaged low-activation steel Rusfer (EK-181) after gas and plasma exposure

Cited by 18 publications

References 14 publications

TO THE 60th ANNIVERSARY OF THE OGRA

TO THE 60th ANNIVERSARY OF THE OGRA

Influence of Temperature on Deuterium Retention in Low-Activation Steel Ek-181 (Rusfer) at Deuterium Plasma Irradiation

Reexamination of D retention behavior in He ion irradiated RAFMs

Contact Info

Product

Resources

About