Исследование воздействия плазменных потоков и ионных пучков на обращенные к плазме материалы термоядерного реактора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат физико-математических наук Коршунов, Сергей Николаевич

• Коршунов, Сергей Николаевич
• кандидат физико-математических наук
• 2007

Оглавление диссертации кандидат 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 диссертации (часть автореферата) 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.

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 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.

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. 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

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+, 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», Коршунов, Сергей Николаевич

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.

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 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.

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.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Коршунов, Сергей Николаевич, 2007 год

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.