Захват ионов дейтерия и гелия в вольфраме при стационарном и мощном импульсном плазменном облучении тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Гаспарян Юрий Микаэлович

• Гаспарян Юрий Микаэлович
• доктор наук
• 2024

Оглавление диссертации доктор наук Гаспарян Юрий Микаэлович

Введение

ГЛАВА 1. Обзор современного состояния

1.1. Условия эксплуатации ОПЭ в термоядерных установках

1.2. Обращенные к плазме материалы (ОПМ)

1.3. Интегральное накопление изотопов водорода в ТЯУ

1.4. Общие закономерности накопления водорода в ТЯУ

1.4.1. Основные механизмы накопления водорода

1.4.2. Основные характеристики материалов, определяющие эффективность захвата легких частиц

1.4.3. Влияние дефектов кристаллической решетки на удержание водорода в металлах

1.5. Накопление водорода в вольфраме

1.5.1. Основные центры захвата

1.5.2. Транспорт водорода в объем

1.5.3. Влияние примесей и состояния поверхности

1.6. Особенности захвата ионов гелия в вольфраме

1.7. Моделирование накопления водорода в термоядерных установках

Выводы к главе

ГЛАВА 2. Основные методы исследования

2.1. Термодесорбционная спектроскопия

2.1.1. Режимы измерений

2.1.2. Влияние контакта с атмосферой

2.1.3. Разделение сигналов дейтерия и гелия

2.1.4. Определение энергии связи с ловушками

2.2. Эксперименты по проницаемости

2.3. Основные экспериментальные установки

2.3.1. Медион

2.3.2. Термодесорбционный стенд

2.3.3. РЕЯМЕХ

2.4. Метод ядерных реакций и обратное резерфордовское рассеяние

2.5. Моделирование

2.5.1. Профили внедрения ионов и радиационных дефектов

2.5.2. Транспорт водорода в твердом теле

Выводы к главе

ГЛАВА 3. Определение энергии связи дейтерия с радиационными дефектами в вольфраме

3.1. Захват дейтерия в вольфрам при облучении масс-сепарированным пучком низкоэнергетичных ионов

3.1.1. Общая структура пиков термодесорбции дейтерия из вольфрама

3.1.2. Влияние концентрации дейтерия на ТДС спектры

3.1.3. Энергия связи дейтерия с вакансиями

3.1.4. Энергия связи дейтерия с вакансионными кластерами

3.1.5. Отжиг радиационных дефектов, индуцированных ионами дейтерия

3.1.6. Захват дейтерия в сплавах W-Cr-Y

3.2. Повреждения, созданные МэВными ионами вольфрама

3.2.1. Плазменное облучение

3.2.2. Облучение тепловыми атомами дейтерия

3.2.3. Моделирование термодесорбции дейтерия

Выводы к главе

ГЛАВА 4. Проникновение дейтерия через вольфрам при ионном облучении

4.1. Проникновение через чистый вольфрам

4.1.1. Детали эксперимента

4.1.2. Режим проницаемости

4.1.3. Температурная зависимость времени задержки

4.1.4. Газовая проницаемость

4.1.5. Коэффициент рекомбинации

4.1.6. Моделирование в ТМАР

4.2. Проникновение через вольфрам, покрытый углеродной пленкой

4.2.1. Характеризация образцов

4.2.2. Экспериментальные данные

4.2.3. Моделирование

Выводы к главе

ГЛАВА 5. Накопление при мощных импульсных нагрузках (КСПУ)

5.1. Детали эксперимента на КСПУ-Т

5.2. Эксперимент с неравномерным облучением мишени

5.3. Зависимость накопления дейтерия от величины тепловой нагрузки

5.4. Моделирование в коде ТМАР

5.5. Дополнительные эксперименты

Выводы к главе

ГЛАВА 6. Захват ионов гелия в вольфраме

6.1. Эксперименты с ионным пучком

6.1.1. Захват ионов гелия при комнатной температуре

6.1.2. Захват ионов гелия при повышенной температуре

6.1.3. Дозовые зависимости

6.1.4. Микроскопия поверхности после облучения

6.2. Плазменное облучение

6.2.1. Определение концентрации гелия в вольфрамовом «пухе»

6.2.2. Дозовая зависимость

6.3. Замещение изотопов гелия при последовательном облучении

6.4. Облучение МэВными ионами

6.4.1. Эксперимент

6.4.2. Моделирование термодесорбции гелия

6.4.3. Дополнительные эксперименты по термодесорбции 4Не

6.4.4. Микроскопия

6.5. Общее описание процессов

6.5.1. Низкие дозы облучения

6.5.2. Роль перезахвата в ловушки на скорость газовыделения

6.5.3. Насыщение и появление низкотемпературных ТДС пиков

6.5.4. Трансформация поверхности

Выводы к главе

ГЛАВА 7. Влияние гелия на накопление дейтерия в вольфраме

7.1. Эксперименты с вольфрамом

7.1.1. Малая доза дейтерия (1019 Б/м2)

7.1.2. Облучение повышенной дозой (1021 Б/м2)

7.2. Эксперименты со сплавом вольфрама W-Cr-Y

7.3. Моделирование

7.3.1. Дейтерий в индуцированных гелием центрах захвата

7.3.2. Объемные свойства модифицированного слоя

Выводы к главе

ГЛАВА 8. Десорбция дейтерия при лазерном воздействии

8.1. Лабораторные эксперименты

8.1.1. Подготовка образцов

8.1.2. Детали эксперимента

8.1.3. Основные результаты

8.2. Расчеты потоков десорбции

8.2.1. Моделирование в ТМАР

8.2.2. Анализ атомарной и молекулярной фракции

8.3. Апробация на Глобус-М2

Выводы к главе

Заключение

Список основных публикаций автора по теме диссертации

Список литературы

Список сокращений и условных обозначений

ТЯУ - термоядерная установка

ОПЭ - обращенные к плазме элементы ОПМ - обращенные к плазме материалы DT-плазма - дейтерий-тритиевая плазма

ИТЭР - международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР

DEMO - демонстрационный термоядерный реактор

СЭМ - сканирующая электронная микроскопия

ТДС - термодесорбционная спектроскопия

АСМ - атомно-силовая микроскопия

РФЭС - рентгеновская фотоэлектронная спектроскопия

МЯР - метод ядерных реакций

ОРР - Обратное резерфордовское рассеяние

ЛИД - лазерно-индуцированная десорбция

КМС - квадрупольный масс-спектрометр

DFT - density functional theory (теория функционала плотности)

ELM - edge localized modes (краевые локализованные моды)

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Захват ионов дейтерия и гелия в вольфраме при стационарном и мощном импульсном плазменном облучении»

Актуальность работы

Управляемый термоядерный синтез является одним из наиболее перспективных и безопасных источников энергии. Наибольший прогресс на пути к практической реализации промышленного реактора достигнут в установках с магнитным удержанием плазмы. В токамаках EAST (Китай) и JET (Великобритания) получены рекордные показатели по времени удержания высокотемпературной плазмы (1056 секунд [1]) и выходу термоядерной энергии в одном разряде (59 МДж [2]), соответственно. Ведется активная работа по строительству международного экспериментального реактора ИТЭР (Кадараш, Франция), в котором должно быть продемонстрировано длительное (400 секунд) удержание горячей D-T плазмы с отношением произведенной термоядерной энергии к вложенной на уровне Q = 10. Параллельно во многих странах ведется проектирование демонстрационных (DEMO) реакторов следующего поколения для отработки необходимых реакторных технологий [3-6]. В России на базе токамака рассматриваются также проекты термоядерного источника нейтронов для комбинированного использования реакторов синтеза и деления или реализации «гибридной» схемы реактора, что позволит существенно повысить эффективность производства энергии [7-10].

Эксплуатация проектируемых термоядерных реакторов с магнитным удержанием плазмы, помимо сложностей, характерных для существующих установок, столкнется с проблемой радиационной безопасности, поскольку рабочий газ будет содержать радиоактивный тритий. Эксперименты с тритием, проведенные в конце XX века на токамаках TFTR (США) и JET (Великобритания), продемонстрировали рекордные на тот момент показатели по производству термоядерной энергии в ходе разряда [11,12], однако, негативным результатом этих экспериментов было недопустимо большое накопление трития в установках. Причиной стали особенности взаимодействия водорода с графитом, из которого были изготовлены обращенные к плазме элементы. Поэтому, несмотря на многие преимущества

используемых на тот момент углеродных материалов для обращенных к плазме элементов (ОПЭ), стали рассматривать возможность использования альтернативных материалов.

В ИТЭР основную площадь стенки планировалось покрывать бериллием, а область с максимальными потоками тепла и частиц (дивертор) -вольфрамом [13]. В настоящий момент рассматривается вариант полностью вольфрамовой облицовки стенки. Возможность достижения хороших параметров удержания плазмы с «полностью металлической» стенкой была продемонстрирована на токамаках ASDEX-Upgrade (Германия) и JET (Великобритания). При этом, скорость накопления изотопов водорода в обоих случаях снизилась более, чем на порядок величины, по сравнению с углеродными кампаниями [14,15].

Согласно оценкам в [16], накопление трития в ИТЭР с бериллий-вольфрамовой стенкой должно быть в пределах допустимых норм на протяжении всего времени работы установки. При этом, предполагается, что захват трития в вольфрамовые элементы стенки не будет определяющим. Эти расчеты, однако, не учитывали некоторые факторы, влияние которых было недостаточно изучено на тот момент. В результате DT-реакции в плазме накапливается примесь гелия, в объеме стенки гелий также образуется в результате ядерных реакций и бета-распада трития. Накопление гелия приводит к трансформации поверхности и может оказывать существенное влияние на эффективность захвата и удержания изотопов водорода. Другим важным фактором является наличие в режимах с наиболее высокими характеристиками удержания плазмы быстрых переходных процессов, которые характеризуются короткими временами, но чрезвычайно высокими потоками тепла и частиц на стенку. Накопление изотопов водорода в облучаемых материалах в ходе таких процессов также не было изучено. Достаточно большой оставалась неопределенность в характеристиках взаимодействия изотопов водорода с индуцированными нейтронами радиационными дефектами и влияния легирующих добавок в новых

вольфрамовых сплавах, разрабатываемых для повышения эксплуатационных характеристик.

Процессы захвата и обратного газовыделения водорода со стенки, так называемого рециклинга, оказывают также серьезное влияние на эффективность удержания и свойства плазменного шнура. Контроль рециклинга изотопов водорода оказывается особенно важным при росте длительности разрядов, когда поток частиц со стенок может даже превышать падающий на стенку поток частиц [17].

Смежной задачей является диагностика содержания водорода в материалах реактора в процессе его работы. В отличие от диагностики плазмы, развитие методов контроля состояния и состава поверхности стенок происходит гораздо менее активно, хотя проблема стоит не менее остро и обозначена ИТЭР как одна из приоритетных [18].

Все перечисленные аспекты накопления изотопов водорода в вольфраме являются актуальными как для существующих плазменных установок, так и для ИТЭР. Еще более актуальными эти вопросы являются для DEMO реакторов, где ожидаются еще большие дозы нейтронов, мощность и длительность плазменных разрядов, а вольфрам рассматривается в ряде проектов [19] как основной кандидат для ОПМ не только для диверторной области, но и для первой стенки.

Методология исследований

Основной метод проведенных экспериментальных исследований -термодесорбционная спектроскопия (ТДС), которая позволяет получать информацию о кинетике десорбции газа, интегральном накоплении частиц во всем объеме исследуемого материала, а также энергии активации процессов, определяющих десорбцию и захват ионов в твердом теле. Были обоснованы и успешно реализованы процедуры определения энергии связи захваченных частиц с радиационными дефектами в вольфраме на основе метода Киссинджера и определения концентрации гелия в наноструктурированных

объектах на поверхности вольфрама, образованных в ходе плазменного облучения. Большое внимание в ходе работы уделялось методическим вопросам проведения ТДС, включая изучение влияния времени выдержки после ионного облучения и контакта с атмосферой, и реализации возможности проведения т-яНи ТДС измерений без контакта с атмосферой.

Часть работ посвящена экспериментам по измерению проникающего через вольфрам потока дейтерия при ионном внедрении, которые хорошо дополняют ТДС измерения. Измерения вышедших из материала изотопов водорода в ходе лазерного воздействия проводились с учетом опыта проведения термодесорбционных измерений.

Расчетное описание наблюдаемых процессов проводилось с помощью компьютерных кодов, основанных на решении уравнения диффузии захваченных частиц в поле дефектов, а также кодов на основе модели парных соударений для оценки профилей внедрения ионов, коэффициентов отражения и распыления. Использовались как общепринятые коды, которые широко используются для этих целей, так и коды, разработанные специально для новых задач.

Цель и задачи работы

Цель работы заключалась в выявлении закономерностей накопления изотопов водорода в вольфраме в условиях, имитирующих основные особенности термоядерных реакторов, и получение количественных характеристик, необходимых для оценки накопления трития.

Для достижения данной цели решались следующие задачи:

1) Разработка и реализация экспериментальных методов для получения достоверных данных о взаимодействии дейтерия с радиационными дефектами в вольфраме.

2) Определение характеристик взаимодействия дейтерия с вакансиями и вакансионными кластерами, а также дефектами, образованными

при облучении МэВными ионами вольфрама, имитирующими нейтронное повреждение.

3) Исследование особенностей транспорта дейтерия в объеме вольфрама в ходе ионного облучения поверхности при наличии высокой концентрации дефектов кристаллической решетки и при наличии углеродной пленки на поверхности.

4) Изучение особенностей захвата гелия на стадии значительной модификации поверхностного слоя в широком диапазоне температур и влияния гелия на накопление изотопов водорода.

5) Исследование захвата дейтерия в вольфраме при облучении мощными импульсными потоками плазмы, характерными для быстрых переходных процессов в крупных токамаках.

6) Анализ применимости лазерно-ассистированных методов для дистанционного определения содержания изотопов водорода в стенках токамака.

Научная новизна

1) Разработана схема проведения эксперимента для получения на спектрах термодесорбции дейтерия из вольфрама изолированных пиков, соответствующих выходу дейтерия из вакансий и вакансионных кластеров, что позволило определить соответствующие энергии связи дейтерия методом Киссинджера.

2) Впервые проведены измерения термодесорбции дейтерия из вольфрама, поврежденного собственными ионами W6+ с энергией 20 МэВ для имитации нейтронного повреждения, на основе которых определены энергии выхода дейтерия из образованных дефектов.

3) Впервые проведены экспериментальные измерения проникновения ионно-имплантированного дейтерия через вольфрам с углеродной пленкой и обнаружено диаметрально противоположное влияние углеродной пленки на проникающий поток в подложку в

зависимости от интегральной дозы облучения. Предложена модель, объясняющая основные экспериментальные закономерности.

4) Впервые измерено накопление дейтерия в вольфраме при мощных импульсных плазменных нагрузках, имитирующих быстрые переходные процессы в токамаках, и обнаружена возможность высокого уровня накопления дейтерия в объеме материла даже при плавлении поверхности.

5) Впервые экспериментально продемонстрировано явление замещения изотопов гелия в поверхностном слое вольфрама в ходе последовательного ионного облучения.

6) Впервые исследована зависимость накопления дейтерия в поверхностном слое вольфрама в зависимости от содержания в нем гелия и показано резкое снижение эффективности удержания дейтерия при высокой концентрации гелия.

7) Предложена и реализована новая методика определения содержания гелия в наноструктурированном поверхностном слое вольфрама («пух») на основе термодесорбционных измерений.

8) Впервые проведено сравнение термодесорбции гелия из вольфрама после ионного внедрения до и после контакта с атмосферой и показана ключевая роль этого контакта на возможность выхода гелия в хоте ТДС измерений ниже температуры облучения.

9) Впервые исследован захват ионов дейтерия и гелия в вольфрамовых сплавах '-Сг-У и определены энергии взаимодействия дейтерия с наиболее сильными ловушками.

10) Впервые исследованы закономерности выхода дейтерия из вольфрамовых пленок и элементов стенки токамака Глобус-М под действием наносекундного лазерного излучения для обоснования возможности количественного измерения содержания изотопов водорода в узком поверхностном слое обращенных к плазме элементов термоядерных установок.

Практическая значимость

Созданы новые сверхвысоковакуумные установки, которые позволяют проводить облучение материалов двумя сортами ионов кэВных энергий, термодесорбционный анализ с возможностью разделения газов близких масс, без контакта с атмосферой и до 2500 К, и получать сведения о ранее неизвестных особенностях захвата и обратного газовыделения дейтерия, гелия, и их взаимного влияния, которые будут востребованы для дальнейших исследований.

Полученные значения энергии связи дейтерия с ионно-индуцированными дефектами и экспериментальные спектры термодесорбции уже сейчас используются для верификации теоретических расчетов и моделей, на основе которых проводится анализ накопления трития в термоядерных установках.

Выявлены факторы, которые могут значительно влиять на скорость накопления трития в условиях термоядерных установках. Продемонстрирована возможность повышения проникающего потока дейтерия в объем вольфрама при наличии тонкой углеродной пленки на его поверхности в ходе длительного ионного облучения.

Показано, что при мощных импульсных плазменных нагрузках, приводящих к резкому увеличению температуры поверхности вплоть до плавления, количество захваченного газа превышает значения, которые обычно наблюдаются в экспериментах по стационарному плазменному облучению, в результате чего скорость накопления трития при наличии БЬМ-событий может превышать ожидаемые значения, рассчитанные на основе стационарных потоков.

Показано, что накопление гелия в поверхностном слое до высоких концентраций приводит к снижению эффективности удержания дейтерия в вольфраме и поэтому в термодяерных установках появление примеси гелия не будет приводить к повышению накопления трития в стенках.

Экспериментально апробирована и продемонстрирована высокая чувствительность лазерно-ассистированной диагностики содержания изотопов водорода в стенках термоядерных установок с использованием наносекундного лазерного излучения, которая будет использована на токамаке Глобус-М2 для дальнейших исследований и рассматривается для токамака с реакторными технологиями (ТРТ), проектируемого в настоящее время в России.

Достоверность полученных результатов

Достоверность экспериментальных данных определяется использованием современного оборудования, регулярным проведением калибровочных экспериментов, тестами на воспроизводимость результатов, сопоставлением данных с другими методами анализа (там, где это возможно), а также сопоставлением с результатами численного моделирования с использованием кодов, принятых в мировом сообществе как надежные.

Часть используемого оборудования была задействована в сравнительных термодесорбционных экспериментах, организованных рабочей группой МАГАТЭ «Deuterium Retention in Radiation Damaged Tungsten Materials», где было получено хорошее согласие с остальными международными научными группами.

Положения, выносимые на защиту:

1) Энергии выхода дейтерия из вакансий и вакансионных кластеров в вольфраме составляют, соответственно, (Eb+Edif)vac = 1,56 ± 0,06 эВ и (Eb+Edif)vc = 2,10 ± 0,02 эВ.

2) Повреждение вольфрама ионами W6+ с энергией 20 МэВ приводит к образованию высокой концентрации сильных ловушек с энергией (Eb+Edif) = 1,7 - 2,1 эВ. Это приводит к достижению высокой концентрации дейтерия в вольфраме при плазменном облучении, свыше 0,1 ат.% при температурах до 700 К.

3) Углеродная пленка на поверхности вольфрама с толщиной, превышающей глубину внедрения, может как замедлять (при низких дозах ионов), так и ускорять (при высоких дозах ионов) проникновение дейтерия через вольфрам при ионном внедрении.

4) При облучении вольфрама мощными импульсными плазменными потоками (плотность энергии: 0,5 - 3,5 МДж/м2, длительность: 0,2 - 1 мс), приводящими к нагреву поверхности вплоть до ее плавления, наблюдается аномально высокий для таких температур захват дейтерия и накопление дейтерия увеличивается с увеличением вкладываемой в плазменный поток энергии.

5) Температура выхода гелия из вольфрама определяется концентрацией и шириной профиля дефектов. При малых концентрациях и широком профиле распределения (> 1 мкм) возможно длительное удержание при температурах свыше 2000 К. При достижении высокой концентрации гелия (> 10 ат.%) становится возможным его выход при низких температурах и эффективным процесс замещения удерживаемых частиц гелия вновь имплантированными ионами при комнатной температуре.

6) Эффективность захвата ионов дейтерия в поверхностном слое вольфрама резко снижается при достижении в нем высокой концентрации гелия.

7) Контакт с атмосферой приводит к облегчённому выходу захваченных в поверхностном слое вольфрама атомов гелия, становится возможным выход при температурах меньших, чем температура облучения.

8) Наличие легирующих элементов в вольфрамовых сплавах W-Cr-Y не приводит к расширению диапазона энергий связи дейтерия с ловушками по сравнению с чистым вольфрамом.

Апробация результатов

Основные результаты диссертационной работы многократно докладывались на профильных международных и всероссийских конференциях:

11,12,13,14,15,16 International Workshop/Conference on Plasma Facing Materials and Components for Fusion Applications (Greifswald, Germany - 2007, Juelich, Germany - 2009, Rosenheim, Germany - 2011, Juelich, Germany - 2013, Aix-en-Provence, France - 2015, Neuss, Germany - 2017),

XVIII, XIX, XX, XXI, XXII, XXIII, XXIV, XXV международная конференция «Взаимодействие ионов с поверхностью» (Звенигород - 2007, 2009, 2011, Ярославль - 2013, 2021, Москва - 2015, 2017, 2019),

18th, 19th, 20th, 21st, 22nd International Conference on Plasma Surface Interaction (Toledo, Spain - 2008, San Diego, USA - 2010, Aachen, Germany -2012, Kanazawa, Japan - 2014, Rome, Italy - 2016),

9th, 10th, 11th, 12th International Workshop on Hydrogen Isotopes in Fusion Reactor Materials (Salamanca, Spain - 2008, Pleasanton, USA - 2010, Schloss Ringberg, Germany - 2012, Toyama, Japan - 2014),

14th, 20th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM, Sapporo, Japan - 2009, Granada, Spain - 2021),

30th Symposium on Fusion Technology (SOFT, Giardini Naxos, Italy, 2018) 15-26 международные конференции "Взаимодействие плазмы с поверхностью" (2012-2023, Москва)

1st, 2nd, 3rd Research Coordination Meeting (RCM) of the Coordinated Research Project (CRP) on "Plasma-Wall Interaction with Irradiated Tungsten and Tungsten Alloys in Fusion Devices", (Vienna, Austria - 2013, Seoul, South Korea - 2015, Vienna, Austria - 2017)

1st, 3rd International workshop on Models and Data for Plasma-Material Interaction in Fusion Devices, (2015, Marseille, France, 2017, Julich, Germany)

Публикации

По теме диссертации опубликовано 110 печатных работ, включая 36 в рецензируемых журналах, включенных в перечень ВАК РФ и журналах, включенных в базы Web of Science и Scopus, 1 патент на изобретение, 72 публикации в сборниках трудов и тезисов международных и всероссийских конференций. Список основных работ по теме диссертации приведен в конце диссертации.

Личный вклад автора

Все основные результаты, выносимые на защиту, получены лично автором или при его непосредственном участии. Это относится к постановке задач исследования, планированию экспериментов, разработке экспериментальных установок, проведению экспериментов, анализу их результатов и численному моделированию. Консультации в этих работах оказывали проф. А.А. Писарев (НИЯУ МИФИ), М. Майер (Институт физики плазмы им. Макса Планка), О.В. Огородникова (НИЯУ МИФИ), Н.Н. Трифонов (НИЯУ МИФИ). Большая часть работ выполнена при активном участии студентов и аспирантов, работавших под руководством автора.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, восьми глав и заключения. Работа содержит 269 страниц машинописного текста, 145 рисунков, 3 таблицы. Список литературы включает 266 наименований.

ГЛАВА 1. Обзор современного состояния

1.1. Условия эксплуатации ОПЭ в термоядерных установках

Обращенные к плазме элементы (ОПЭ) стенки являются критически важной частью термоядерных установок. Находясь в непосредственном контакте с плазмой, они принимают на себя основной поток тепла и частиц из плазмы, защищая стенки вакуумной камеры и менее устойчивые к такому воздействию внутрикамерные элементы. При этом, ОПЭ должны быть также хорошо совместимы с плазмой, позволяя обеспечить приемлемый уровень примесей в плазме и рециклинга изотопов водорода.

Максимальная средняя мощность на стенку в современных установках составляет порядка 0,2 - 0,5 МВт/м2 [20], аналогичные параметры закладываются и в проектируемых установках (таблица 1.1). При этом, нагрузки на стенку неравномерны по площади и времени. В диверторной области ИТЭР даже при использовании для повышения однородности нагрузки дополнительного напуска газа (предположительно, неона) в стационарной части разряда ожидаются нагрузки на ОПЭ до 10 - 15 МВт/м2

[21]. Допускаются кратковременные повышения нагрузки масштаба нескольких секунд в ходе медленных переходных процессов до 20 МВт/м2

[22]. В базовом сценарии ("БЬМу И-шоёе") по достижению максимальных характеристик удержания плазмы и термоядерного выхода в ИТЭР, как и в большинстве современных установок, на поверхность ОПЭ приходят также мощные кратковременные потоки частиц и тепла. Согласно [23], допускаются периодические нагрузки (БЬМ-события) до 2,2 ГВт/м2 длительностью 250 мкс или 1,5 ГВт/м2 длительностью 500 мкс, а также единичные воздействия в ходе, так называемых, срывов 2 - 4,5 ГВт/м2 длительностью 3 - 1 мс. Рассматриваются различные меры по снижению нагрузки на ОПЭ в ходе переходных процессов, используя дополнительные внутрикамерные катушки, инжекцию пеллет и повышенное давление различных газов в области дивертора [24,25].

Таблица.1.1. Основные характеристики термоядерных установок [26]

1ТЕЯ ЭЕМО-Еи ЛЕТ Т-15МД ТРТ

Большой радиус плазмы, м 6,2 9 3 1,48 2,15

Малый радиус, м 2 2,8 1,25 0,67 0,6

Площадь первой стенки Брш, м2 600 1000 180 50 80

Длительность разряда, секунд 400 10000 20 10 100

Мощность на стенку Ррес, МВт 150 450 35 23 40

Рррс / Згш, МВт/м2 0,25 0,45 0,2 0,46 0,5

При активном протекании дейтерий-тритиевой термоядерной реакции появляется необходимость дополнительного учета воздействия продуктов реакции, высокоэнергетичных нейтронов и гелия, а также накопления в установке самого трития по соображениям безопасности. Радиационные дефекты, создаваемые под действием нейтронов, значительно влияют как на теплофизические свойства, так и на удержание изотопов водорода в материалах. Частицы гелия, рождаемые в ходе ЭТ-реакции, в отличие от нейтронов должны терять большую часть своей энергии в плазме, тем не менее, могут также оказывать сильное влияние.

По мере увеличения запасенной в плазме энергии и длительности разрядов в современных термоядерных установках происходит переход к ОПЭ с активным охлаждением. На рис.1.1 приведены различные конфигурации ОПЭ, рассматриваемые при проектировании ИТЭР [27]. Как видно, это довольно сложные конструкции, выполненные из нескольких материалов. В контакте с теплоносителем находятся материалы (в ИТЭР - СиСйг [28]), обеспечивающие надежный отвод тепла и механическую устойчивость конструкции. Также используются переходные слои для надежного соединения с теплоотводящей частью обращенного к плазме материала (ОПМ). Использование таких конструкций приводит к появлению градиента

температуры по глубине в ОПМ, а также к дополнительным особенностям, которые могут происходить на стыке материалов.

Рис.1.1. Возможный дизайн охлаждаемых обращенных к плазме элементов в термоядерных установках [27]

1.2. Обращенные к плазме материалы (ОПМ)

В силу достаточно противоречивых требований к ОПМ, круг рассматриваемых материалов очень ограничен. Из-за необходимости выдерживать мощные тепловые потоки из плазмы рассматривают в первую очередь материалы с высокими теплопроводностью и температурой плавления. Такие материалы обычно имеют в основе тяжелые элементы с большим зарядом ядра (Т). Это негативный фактор для плазмы, т.к. интенсивность тормозного излучения, являющегося доминирующим каналом излучения для горячей плазмы, пропорциональна ~ Т2 и поэтому допустимое содержание тяжелых примесей в горячей плазме, в первом приближении, пропорционально 1/72. Более подробный анализ предельной концентрации примесей с учетом различных каналов излучения дает зависимость с показателем степени ~ 1,75 [29]. Частично это может компенсироваться тем, что скорость физического распыления легкими ионами водорода и гелия, наоборот, меньше для тяжелых элементов. При этом, скорость распыления зависит также от энергии от электронной структуры материала и энергии связи атомов с поверхностью, поэтому имеет немонотонную периодическую зависимость (рис.1.2).

flat tile design 'brush' design monoblock design

У, 10~2 ат /ион

• Си

20

Не+

16

Сг

• А1

• 81

<»N1

12

Со

Рс!

Фве

8

Ке W

Та

4

Т1 4

Ъу ь

Тл /ки

]_I_. I

т

70 80 г,

о

10 20 30 40 50 60

Рис. 1.2. Зависимость коэффициента распыления различных материалов ионами гелия с энергией 400 эВ от атомного номера [30]

Большая скорость распыления снижает также ресурс использования материалов. Слишком частая замена ОПЭ делает реактор экономически нецелесообразным.

Существенную роль может играть, так называемое, химическое распыление, происходящее за счет образования химических соединений между падающими ионами и атомами облучаемого материала. Особенно критичным этот процесс является для углеродных материалов. Наблюдается существенное увеличение скорости распыления углеродных материалов при облучении низкоэнергетичными ионами (рис.1.3). Так как низкоэнергетичные ионы составляют подавляющую часть падающих на поверхность ОПМ частиц [31], интегральная скорость эрозии стенки для углеродных материалов в существующих установках оказывается очень велика. Коэффициент химического распыления имеет температурную зависимость с максимумом при 600 - 800 К, а также спадает при потоках более 1021 Н/м2с [32,33].

Использование химически активных элементов (бор, литий, бериллий) позволяет снизить в плазме концентрацию элементов атмосферных газов и активно воздействовать на рециклинг изотопов водорода. На сегодняшний день, боронизация или литиизация стенок проводится в подавляющем

количестве термоядерных установок для улучшения параметров разряда [3436]. В ИТЭР предполагается, что использование бериллиевых ОПЭ на первой стенке позволит обойтись без этой процедуры.

ENERGY

Рис.1.3. Сравнение коэффициентов распыления вольфрама, бериллия и графита ионами дейтерия [33]

Сильно сужает круг возможных к использованию базовых материалов и легирующих добавок требование совместимости с облучением термоядерными нейтронами [37,38]. Это значит, что все используемые материалы должны сохранять необходимые теплофизические свойства при длительном нейтронном воздействии и обеспечивать приемлемый уровень радиационного фона.

Наконец, работа с радиоактивным тритием требует минимизировать его накопление в ОПМ и продуктах эрозии. В ИТЭР ограничение на количество трития в вакуумной камере составляет 1000 грамм. С учетом погрешности определения количества трития в камере (180 грамм) и допустимого накопления в крионасосах (120 грамм) административный лимит на накопление трития - 700 грамм [33,39].

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Гаспарян Юрий Микаэлович, 2024 год

Список литературы

1. Song Y. et al. Realization of thousand-second improved confinement plasma with Super I-mode in Tokamak EAST // Sci. Adv. 2023. Vol. 9, № 1. P. 1-12.

2. Maslov M. et al. JET D-T scenario with optimized non-thermal fusion // Nucl. Fusion. 2023. Vol. 63, № 11. P. 112002.

3. Song Y. et al. Engineering design of the CFETR machine // Fusion Eng. Des. 2022. Vol. 183. P. 113247.

4. Park H.K. et al. Overview of KSTAR research progress and future plans toward ITER and K-DEMO // Nucl. Fusion. 2019. Vol. 59, № 11. P. 112020.

5. Siccinio M. et al. Development of the plasma scenario for EU-DEMO: Status and plans // Fusion Eng. Des. 2022. Vol. 176. P. 113047.

6. Tobita K. et al. Design Strategy and Recent Design Activity on Japan's DEMO // Fusion Sci. Technol. 2017. Vol. 72, № 4. P. 537-545.

7. Kuteev B. V., Goncharov P.R. Fusion-Fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow // Fusion Sci. Technol. 2020. Vol. 76, № 7. P. 836-847.

8. Велихов Е.П. и др. Ядерная энергетическая система с реакторами деления и синтеза — стратегический ориентир развития отрасли // Вант. Сер. Теромядерный Синтез. 2017. Вып. 20, № 4. С. 5-13.

9. Велихов Е.П. и др. Приемлемость замыкания топливного цикла ядерной энергетики // Вант. Сер. Теромядерный Синтез. 2021. Вып. 44, № 1. С. 5-12.

10. Мирнов С.В. и др. Концепция гибридного энергетического реактора синтез-деление на основе токамака с бланкетом на отвальном уране // Вант. Сер. Теромядерный Синтез. 2019. Вып. 42, № 2. С. 22-30.

11. Andrew P. et al. Tritium retention and clean-up in JET // Fusion Eng. Des. 1999. Vol. 47, № 2-3. P. 233-245.

12. Skinner C. Plasma wall interaction and tritium retention in TFTR // J. Nucl. Mater. 1997. Vol. 241-243, № 1. P. 214-226.

13. Pitts R.A. et al. Physics basis and design of the ITER plasma-facing components // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 415. P. S957-S964.

14. Rohde V., Mertens V., Scarabosio A. Gas balance in ASDEX Upgrade with tungsten first wall // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 474-477.

15. Brezinsek S. et al. Fuel retention studies with the ITER-Like Wall in JET // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 8. P. 083023.

16. Roth J. et al. Tritium inventory in ITER plasma-facing materials and tritium removal procedures // Plasma Phys. Control. Fusion. 2008. Vol. 50, № 10. P. 103001.

17. Yu Y. et al. Fuel recycling control in long pulse operation with full tungsten divertors in EAST tokamak // Nucl. Mater. Energy. 2023. Vol. 34. P. 101333.

18. Loarte A. Required Resarch and Development in Existing Fusion Facilities to Support the ITER Research Plan // ITER Tech. Rep. 2020. Vol. ITR-20-008. P. 43.

19. Bachmann C. et al. Issues and strategies for DEMO in-vessel component integration // Fusion Eng. Des. 2016. Vol. 112. P. 527-534.

20. Mirnov S. V. PH / S —tokamak's limit as a result of the plasma sheath breakdown // Plasma Phys. Control. Fusion. IOP Publishing, 2016. Vol. 58, № 2. P. 022001.

21. Pitts R.A. et al. Physics basis for the first ITER tungsten divertor // Nucl. Mater. Energy. 2019. Vol. 20. P. 100696.

22. Pitts R.A. et al. A full tungsten divertor for ITER: Physics issues and design status // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S48-S56.

23. Loarte A. et al. Transient heat loads in current fusion experiments, extrapolation to ITER and consequences for its operation // Phys. Scr. 2007. Vol. T128. P. 222-228.

24. Loarte A. et al. Progress on the application of ELM control schemes to ITER scenarios from the non-active phase to DT operation // Nucl. Fusion. 2014. Vol. 54, № 3. P. 033007.

25. Lang P.T. et al. ELM control strategies and tools: Status and potential for ITER // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 4.P. 043004.

26. Мазуль И.В. и др. Обращенные к плазме компоненты токамака TRT //

Физика плазмы. 2021. Вып. 47, № 12. С. 1103-1122.

27. Linke J. High Heat Flux Performance of Plasma Facing Materials and Components under Service Conditions in Future Fusion Reactors // Fusion Sci. Technol. 2010. Vol. 57. P. 293-302.

28. Hirai T. et al. ITER full tungsten divertor qualification program and progress // Phys. Scr. 2014. T159. P. 014006.

29. Putterich T. et al. Determination of the tolerable impurity concentrations in a fusion reactor using a consistent set of cooling factors // Nucl. Fusion. 2019. Vol. 59, № 5. P. 056013.

30. Мартыненко Ю.В. Распыление // Энциклопедия низкотемпературной плазмы. Вводный том 3. Под редакцией В.Е. Фортова. Наука - МАИК Наука, 2000. С. 576.

31. Mayer M. et al. Erosion at the inner wall of JET during the discharge campaigns 2001-2009 // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S780-S783.

32. Roth J. et al. Flux dependence of carbon chemical erosion by deuterium ions // Nucl. Fusion. 2004. Vol. 44, № 11. P. L21-L25.

33. Roth J. et al. Recent analysis of key plasma wall interactions issues for ITER // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 1-9.

34. Sharapov V.M. Discharge chamber plasma-chemical conditioning in magnetic confinement fusion devices (Review) // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2020. Vol. 43, № 2. P. 5-12.

35. Winter J. Wall conditioning in fusion devices and its influence on plasma performance // Plasma Phys. Control. Fusion. 1996. Vol. 38, № 9. P. 1503-1542.

36. Wauters T. et al. Wall conditioning in fusion devices with superconducting coils // Plasma Phys. Control. Fusion. 2020. Vol. 62, № 3. P. 034002.

37. Kompaniets T.N. On steel chois for DEMO reactor // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2009. Vol. 32, № 3. P. 16-24.

38. Forrest R.A. et al. Handbook of Activation Data Calculated Using EASY-2007. 2009. P. 666.

39. Shimada M. et al. ITER research plan of plasma-wall interaction // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 282-285.

40. Litnovsky A. et al. Fusion—Reactor Materials // Encyclopedia of Nuclear Energy. 2021. P. 594-619.

41. Merola M., Wu C.H., EU ITER Particpating Team. Development of Carbon Materials and Plasma Facing Components for ITER // Phys. Scr. 2004. T111, № 1. P. 152.

42. Tanabe T. Пересмотр концепции использования углеродных материалов в качестве обращенных к плазме материалов термоядерного реактора // Физика плазмы. 2019. Вып. 45, № 5. С. 387-405.

43. Nordlund K. et al. Mechanism of swift chemical sputtering: Comparison of Be/C/W dimer bond breaking // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2011. Vol. 269, № 11. P. 1257-1261.

44. Brezinsek S. et al. Study of physical and chemical assisted physical sputtering of beryllium in the JET ITER-like wall // Nucl. Fusion. 2014. Vol. 54, № 10. P. 103001.

45. De Temmerman G. et al. Data on erosion and hydrogen fuel retention in Beryllium plasma-facing materials // Nucl. Mater. Energy. 2021. Vol. 27. P. 100994.

46. Pintsuk G. Tungsten as a Plasma-Facing Material // Comprehensive Nuclear Materials. 2012. Vol. 4. P. 551-581.

47. Rieth M. et al. Behavior of tungsten under irradiation and plasma interaction // J. Nucl. Mater. 2019. Vol. 519. P. 334-368.

48. Linke J. et al. Challenges for plasma-facing components in nuclear fusion // Matter Radiat. Extrem. 2019. Vol. 4, № 5. P. 056201.

49. Nobuta Y. et al. Effect of rhenium addition on deuterium retention in neutron-irradiated tungsten // J. Nucl. Mater. 2022. Vol. 566. P. 153774.

50. Litnovsky A. et al. Advanced Self-Passivating Alloys for an Application under Extreme Conditions // Metals (Basel). 2021. Vol. 11. P. 1255.

51. Coenen J.W. et al. Improved pseudo-ductile behavior of powder metallurgical

tungsten short fiber-reinforced tungsten (W/W) // Nucl. Mater. Energy. 2018. Vol. 15. P. 214-219.

52. Terra A. et al. Micro-Structured Tungsten: an Advanced Plasma-Facing Material // Nucl. Mater. Energy. 2019. Vol. 19. P. 7-12.

53. Nygren R.E., Tabares F.L. Liquid surfaces for fusion plasma facing components—A critical review. Part I: Physics and PSI // Nucl. Mater. Energy. 2016. Vol. 9. P. 6-21.

54. Беграмбеков Л.Б., Бужинский О.И. Свойства карбида бора и его использование в качестве защитных покрытий на первой стенке токамака // Вопросы Атомной Науки И Техники Сер. Термоядерный синтез. 2006. Вып. 4. С. 14-20.

55. Begrambekov L.B., Grunin A. V., Sadovskiy Y.A. Behavior of B4C coating on tungsten under exposition on T-10 tokamak plasma // J. Phys. Conf. Ser. 2019. Vol. 1281, № 1. P. 012002.

56. Skinner C.H. et al. Studies of tritiated co-deposited layers in TFTR // J. Nucl. Mater. 2001. Vol. 290-293. P. 486-490.

57. Loarer T. Fuel retention in tokamaks // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 20-28.

58. Rubel M. et al. Dust generation in tokamaks: Overview of beryllium and tungsten dust characterisation in JET with the ITER-like wall // Fusion Eng. Des. 2018. Vol. 136. P. 579-586.

59. Pisarev A., Giniyatullin B. Influence of True Diffusion Coefficient on Hydrogen Diffusion in Tungsten in the Field of Defects // J. Phys. Conf. Ser. 2019. Vol. 1370, № 1. P. 012061.

60. Martin A.J. Model for hydrogen chemisorption on transition metal surfaces // Surf. Sci. 1978. Vol. 74, № 2. P. 479-496.

61. Pick M.A., Sonnenberg K. A model for atomic hydrogen-metal interactions -application to recycling, recombination and permeation // J. Nucl. Mater. 1985. Vol. 131, № 2-3. P. 208-220.

62. Wipf H. Solubility and Diffusion of Hydrogen in Pure Metals and Alloys //

Phys. Scr. 2001. Vol. T94, № 1. P. 43.

63. Бобырь Н.П. и др. Накопление водорода в сплаве V-4Cr-4Ti // Сборник научных трудов XVI конференции "Взаимодействие плазмы с поверхностью." 2013. С. 68.

64. Gasparyan Y. et al. Deuterium retention in the elements of plasma facing components for the DEMO first wall // J. Nucl. Mater. 2022. Vol. 567. С. 153837.

65. Roth J., Schmid K. Hydrogen in tungsten as plasma-facing material // Phys. Scr. 2011. T145. P. 014031.

66. Писарев А.А. Захват ионов в твёрдое тело // Учебное пособие по курсу «Взаимодействие атомных частиц с поверхностью». Москва: МИФИ, 2003. 56 с.

67. Ogorodnikova O. V. Fundamental aspects of deuterium retention in tungsten at high flux plasma exposure // J. Appl. Phys. 2015. Vol. 118, № 7.P. 074902.

68. Gorodetsky A.E. et al. Interaction of hydrogen with radiation defects in metals // J. Nucl. Mater. 1980. Vol. 93-94. P. 588-593.

69. Tanabe T. Review of hydrogen retention in tungsten // Phys. Scr. 2014. Vol. T159. P. 014044.

70. Ogorodnikova O. V., Roth J., Mayer M. Ion-driven deuterium retention in tungsten // J. Appl. Phys. 2008. Vol. 103, № 3. P. 034902.

71. Alimov V.K. et al. Surface morphology and deuterium retention in tungsten exposed to low-energy, high flux pure and helium-seeded deuterium plasmas // Phys. Scr. 2009. Vol. T138. P. 014048.

72. Gao L. et al. High-flux hydrogen irradiation-induced cracking of tungsten reproduced by low-flux plasma exposure // Nucl. Fusion. 2019. Vol. 59, № 5. P. 056023.

73. Knaster J. et al. IFMIF, the European-Japanese efforts under the Broader Approach agreement towards a Li(d,xn) neutron source: Current status and future options // Nucl. Mater. Energy. 2016. Vol. 9. P. 46-54.

74. Bernardi D. et al. Towards the EU fusion-oriented neutron source: The

preliminary engineering design of IFMIF-DONES // Fusion Eng. Des. 2019. Vol. 146. P. 261-268.

75. Hirtz J. et al. Neutron availability in the Complementary Experiments Hall of the IFMIF-DONES facility // Fusion Eng. Des. 2022. Vol. 179. P. 113133.

76. Toyama T. et al. Deuterium trapping at vacancy clusters in electron/neutron-irradiated tungsten studied by positron annihilation spectroscopy // J. Nucl. Mater. 2018. Vol. 499. P. 464-470.

77. Hatano Y. et al. Trapping of hydrogen isotopes in radiation defects formed in tungsten by neutron and ion irradiations // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. 1-6.

78. WAS G.S. Fundamentals of Radiation Materials Science // Fundamentals of Radiation Materials Science. Berlin, Heidelberg: Springer Berlin Heidelberg, 2007. 827 p.

79. Villari R. et al. Nuclear analysis of the ITER full-tungsten divertor // Fusion Eng. Des. 2013. Vol. 88, № 9-10. P. 2006-2010.

80. Ogorodnikova O.V., Sugiyama K. Effect of radiation-induced damage on deuterium retention in tungsten, tungsten coatings and Eurofer // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 442, № 1-3. P. 518-527.

81. Fransens J.R., Keriem M.S.A. El, Pleiter F. Hydrogen-vacancy interaction in tungsten // J. Phys. Condens. Matter. 1991. Vol. 3, № 49. P. 9871-9886.

82. Eleveld H., van Veen A. Deuterium interaction with impurities in tungsten studied with TDS // J. Nucl. Mater. 1992. Vol. 191-194. P. 433-438.

83. Poon M., Haasz A.A., Davis J.W. Modelling deuterium release during thermal desorption of D+-irradiated tungsten // J. Nucl. Mater. 2008. Vol. 374, № 3. P. 390-402.

84. Heinola K. et al. Hydrogen interaction with point defects in tungsten // Phys. Rev. B. 2010. Vol. 82, № 9. P. 094102.

85. Johnson D.F., Carter E.A. Hydrogen in tungsten: Absorption, diffusion, vacancy trapping, and decohesion // J. Mater. Res. 2010. Vol. 25, № 2. P. 315327.

86. Liu Y.L., Zhou H.B., Zhang Y. Investigating behaviors of H in a W single crystal by first-principles: From solubility to interaction with vacancy // J. Alloys Compd. 2011. Vol. 509, № 33. P. 8277-8282.

87. Degtyarenko N., Pisarev A. Ab-initio Simulation of Hydrogen Atom Interaction with Tungsten // Phys. Procedia. 2015. Vol. 71. P. 30-34.

88. Fernandez N., Ferro Y., Kato D. Hydrogen diffusion and vacancies formation in tungsten: Density Functional Theory calculations and statistical models // Acta Mater. 2015. Vol. 94. P. 307-318.

89. Ogorodnikova O.V. et al. The influence of radiation damage on the plasma-induced deuterium retention in self-implanted tungsten // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 415, № 1. P. S661-S666.

90. Hatano Y. et al. Deuterium trapping at defects created with neutron and ion irradiations in tungsten // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 7.P. 073006.

91. Oya Y. et al. D retention and depth profile behavior for single crystal tungsten with high temperature neutron irradiation // J. Nucl. Mater., 2020. Vol. 539. P. 152323.

92. Lu G.-H., Zhou H.-B., Becquart C.S. A review of modelling and simulation of hydrogen behaviour in tungsten at different scales // Nucl. Fusion. 2014. Vol. 54, № 8. P. 086001.

93. Schmid K., von Toussaint U., Schwarz-Selinger T. Transport of hydrogen in metals with occupancy dependent trap energies // J. Appl. Phys. 2014. Vol. 116, № 13. P. 134901.

94. Sugiyama K. et al. Deuterium retention in tungsten used in ASDEX Upgrade: comparison of tokamak and laboratory studies // Phys. Scr. 2014. T159. P. 014043.

95. Yajima M. et al. Penetration of deuterium into neutron-irradiated tungsten under plasma exposure // Phys. Scr. 2021. Vol. 96, № 12. P. 124042.

96. Ueda Y. et al. Deuterium permeation in tungsten by mixed ion irradiation // Fusion Eng. Des. 2012. Vol. 87, № 7-8. P. 1356-1362.

97. Lee H.T. et al. The influence of nitrogen on deuterium permeation through

tungsten // Phys. Scr. 2014. Vol. T159. P. 014021.

98. Ogorodnikova O. V. et al. Effect of nitrogen seeding into deuterium plasma on deuterium retention in tungsten // Phys. Scr. 2011. Vol. T145. P. 014034.

99. Baldwin M.J., Doerner R.P. Hydrogen isotope transport across tungsten surfaces exposed to a fusion relevant He ion fluence // Nucl. Fusion. 2017. Vol. 57, № 7. P. 076031.

100. Finlay T.J. et al. Deuterium retention in recrystallized tungsten irradiated with simultaneous deuterium-neon ion beams // Nucl. Mater. Energy. 2017. Vol. 12. P. 1288-1293.

101. Cheng L. et al. Mitigated blistering and deuterium retention in tungsten exposed to high-flux deuterium-neon mixed plasmas // Nucl. Fusion. 2017. Vol. 57, № 4. P. 046028.

102. Ishida M., Lee H.T., Ueda Y. The influence of neon or argon impurities on deuterium permeation in tungsten // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 1062-1065.

103. Wilson W.D., Bisson C.L. Atomistics of helium diffusion in copper and tungsten // Radiat. Eff. 1973. Vol. 19, № 1. P. 53-58.

104. Yang L., Liu H., Zu X. First-principles study of the migration of helium in tungsten // Int. J. Mod. Phys. B. 2009. Vol. 23, № 08. P. 2077-2082.

105. Becquart C.S., Domain C. Ab initio calculations about intrinsic point defects and He in W // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2007. Vol. 255, № 1. P. 23-26.

106. Nishijima D. et al. Formation mechanism of bubbles and holes on tungsten surface with low-energy and high-flux helium plasma irradiation in NAGDIS-II // J. Nucl. Mater. 2004. Vol. 329-333. P. 1029-1033.

107. Thompson M. et al. Observation of a helium ion energy threshold for retention in tungsten exposed to hydrogen/helium mixture plasma // Nucl. Fusion. 2016. Vol. 56, № 10. P. 104002.

108. Wilson W.D., Bisson C.L., Baskes M.I. Self-trapping of helium in metals // Phys. Rev. B. 1981. Vol. 24, № 10. P. 5616-5624.

109. Dunand A. et al. Flux dependence of helium retention in clean W(110): Experimental evidence for He self-trapping // Nucl. Mater. Energy. 2023. Vol. 34. P. 101324.

110. Becquart C.S., Domain C. Migration energy of He in W revisited by Ab initio calculations // Phys. Rev. Lett. 2006. Vol. 97, № 19. P. 1-4.

111. Behrisch R., Scherzer B.M.U. He wall bombardment and wall erosion in fusion devices // Radiat. Eff. 1983. Vol. 78, № 1-4. P. 393-403.

112. Guseva M.I., Martynenko Y.V. Radiation blistering // Uspekhi Fiz. Nauk. 1981. Vol. 135, № 12. P. 671.

113. Roth J., Behrisch R., Scherzer B.M.U. Contribution of blistering to first wall erosion in plasma wall contact // J. Nucl. Mater. 1975. Vol. 57, № 3. P. 365-370.

114. Kajita S. et al. Formation process of tungsten nanostructure by the exposure to helium plasma under fusion relevant plasma conditions // Nucl. Fusion. 2009. Vol. 49, № 9. P. 095005.

115. Baldwin M.J., Doerner R.P. Helium induced nanoscopic morphology on tungsten under fusion relevant plasma conditions // Nucl. Fusion. 2008. Vol. 48, № 3. P. 035001.

116. Petty T.J. et al. Tungsten 'fuzz' growth re-examined: the dependence on ion fluence in non-erosive and erosive helium plasma // Nucl. Fusion. 2015. Vol. 55, № 9. P. 093033.

117. Meyer F.W. et al. Flux threshold measurements of He-ion beam induced nanofuzz formation on hot tungsten surfaces // Phys. Scr. 2016. T167. P. 014019.

118. Ueda Y. et al. Systematic study of He induced nano-fiber formation of W and other period 6 transition metals // J. Nucl. Mater. 2018. Vol. 511. P. 605-609.

119. Kajita S., Ito A.M., Ibano K. Growth of fiberform nanostructures on metal surfaces by helium plasma irradiation // J. Appl. Phys. 2022. Vol. 132, № 18. P. 181101.

120. Martynenko Y. V., Nagel' M.Y. Model of fuzz formation on a tungsten surface

// Plasma Phys. Reports. 2012. Vol. 38, № 12. P. 996-999.

121. Krasheninnikov S.I. Viscoelastic model of tungsten 'fuzz' growth // Phys. Scr. 2011. T145. P. 014040.

122. Kajita S. et al. TEM observation of the growth process of helium nanobubbles on tungsten: Nanostructure formation mechanism // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 418, № 1-3. P. 152-158.

123. Lasa A., Tâhtinen S.K., Nordlund K. Loop punching and bubble rupture causing surface roughening —A model for W fuzz growth // EPL (Europhysics Lett. 2014. Vol. 105, № 2. P. 25002.

124. Kornelsen E.V., Van Gorkum A.A. A study of bubble nucleation in tungsten using thermal desorption spectrometry: Clusters of 2 to 100 helium atoms // J. Nucl. Mater. 1980. Vol. 92, № 1. P. 79-88.

125. Fu Z. et al. Thermal desorption and surface modification of He+ implanted into tungsten // J. Nucl. Mater. 2004. Vol. 329-333. P. 692-696.

126. Lee H.T. et al. Hydrogen and helium trapping in tungsten under single and sequential irradiations // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 360, № 2. P. 196-207.

127. Lee H.T. et al. Hydrogen and helium trapping in tungsten under simultaneous irradiations // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 363-365, № 1-3. P. 898-903.

128. Baldwin M.J. et al. Nanostructure formation on tungsten exposed to low-pressure rf helium plasmas: A study of ion energy threshold and early stage growth // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 415. P. 104-107.

129. Yajima M. et al. In situ observation of structural change of nanostructured tungsten during annealing // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 449, № 1-3. P. 9-14.

130. Zelenskij V.F. et al. Thermal desorption of helium from polycrystalline Ni irradiated to fluences ranging from to // J. Nucl. Mater. 1987. Vol. 151, № 1. P. 22-33.

131. Yamauchi T., Yamanaka S., Miyake M. Thermal release behavior of helium implanted into copper at high fluences // J. Nucl. Mater. 1990. Vol. 174, № 1. P. 53-59.

132. Schmid K. et al. WALLDYN simulations of global impurity migration in JET

and extrapolations to ITER // Nucl. Fusion. 2015. Vol. 55, № 5. P. 053015.

133. Romazanov J. et al. Beryllium global erosion and deposition at JET-ILW simulated with ERO2.0 // Nucl. Mater. Energy. Vol. 18. P. 331-338.

134. Zaloznik A. et al. Improved scaling law for the prediction of deuterium retention in beryllium co-deposits // Nucl. Fusion. 2022. Vol. 62, № 3. P. 036006.

135. De Temmerman G. et al. An empirical scaling for deuterium retention in co-deposited beryllium layers // Nucl. Fusion. 2008. Vol. 48, № 7. P. 075008.

136. Krat S. et al. Analytical approach for description of deuterium content in deuterium-beryllium co-deposited layers // Nucl. Mater. Energy. 2021. Vol. 26. P. 100949.

137. Longhurst G.R., Ambrosek J. Verification and Validation of the Tritium Transport Code TMAP7 // Fusion Sci. Technol. 2005. Vol. 48, № 1. P. 468-471.

138. Delaporte-Mathurin R. et al. Finite element analysis of hydrogen retention in ITER plasma facing components using FESTIM // Nucl. Mater. Energy. 2019. Vol. 21. P. 100709.

139. Skinner C.H. et al. Recent Advances on Hydrogen Retention in ITER's Plasma-Facing Materials: Beryllium, Carbon, and Tungsten // Fusion Sci. Technol. 2008. Vol. 54, № 4. P. 891-945.

140. Heinola K., Ahlgren T. Diffusion of hydrogen in bcc tungsten studied with first principle calculations // J. Appl. Phys. 2010. Vol. 107, № 11. P. 113531.

141. Delaporte-Mathurin R. et al. Parametric study of hydrogenic inventory in the ITER divertor based on machine learning // Sci. Rep. 2020. Vol. 10, № 1. P. 17798.

142. Hodille E.A. et al. Modelling of hydrogen isotopes trapping, diffusion and permeation in divertor monoblocks under ITER-like conditions // Nucl. Fusion. 2021. Vol. 61, № 12. P. 126003.

143. Schmid K. Diffusion-trapping modelling of hydrogen recycling in tungsten under ELM-like heat loads // Phys. Scr. 2016. Vol. T167. P. 014025.

144. Heinola K. et al. Modelling of the effect of ELMs on fuel retention at the bulk W divertor of JET // Nucl. Mater. Energy. 2019. Vol. 19. P. 397-402.

145. Causey R. et al. Tritium retention in tungsten exposed to intense fluxes of 100 eV tritons // J. Nucl. Mater. 1999. Vol. 266. P. 467-471.

146. Quastel A.D. et al. Effect of post-D+-irradiation time delay and pre-TDS heating on D retention in single crystal tungsten // J. Nucl. Mater. 2006. Vol. 359, № 1-2. P. 8-16.

147. Гаспарян Ю.М. Захват и газовыделение дейтерия при ионном внедрении в вольфрам // Диссертация на соискание кадидата физико-математичсеских наук / МИФИ. 2009. 125 с.

148. Moshkunov K.A. et al. Air exposure and sample storage time influence on hydrogen release from tungsten // J. Nucl. Mater. 2010. Vol. 404, № 3. P. 174-177.

149. Ryabtsev S.A. et al. Deuterium thermal desorption and re-emission from RAFM steels // Phys. Scr. 2017. T170. P. 014016.

150. Krat S.A. et al. Time-resolved studies of deuterium release from lithium films exposed to water vapor // Fusion Eng. Des. 2017. Vol. 124. P. 333-337.

151. Krat S.A. et al. A setup for study of co-deposited films // J. Instrum. 2020. Vol. 15.P. P01011-P01011.

152. Davies S., Rees J.A., Seymour D.L. Threshold ionisation mass spectrometry (TIMS); A complementary quantitative technique to conventional mass resolved mass spectrometry // Vacuum. 2014. Vol. 101. P. 416-422.

153. Linstrom Peter. NIST Chemistry WebBook,NIST Standard Reference Database 69 [Electronic resource] // National Institute of Standards and Technology. 1997. URL: https://webbook.nist.gov/.

154. Morton D.C., Wu Q., Drake G.W.F. Energy levels for the stable isotopes of atomic helium( 4 He I and 3 He I) // Can. J. Phys. 2006. Vol. 84, № 2. P. 83-105.

155. Krat S.A. et al. Accumulation of Deuterium and Helium in Co-Deposited W Layers Formed in He-Seeded Deuterium Plasma // Bull. Russ. Acad. Sci. Phys.

2022. Vol. 86, № 5. P. 521-525.

156. Ярко С.С., Цветков И.В., Писарев А.А. Расчетные исследования термодесорбции ионно-имплантированного водорода в вольфраме // Вопросы атомной науки и техники. Серия Теоретическая и прикладная физика. 2009. Вып. 1. С. 39-48.

157. Зибров М.С. et al. О Возможности Определения Энергии Связи Водорода С Дефектами По Термодесорбционным Измерениям С Различными Скоростями Нагрева // Вопросы Атомной Науки И Техники. 2015. Вып. 38. С. 32-41.

158. Wei F.-G., Enomoto M., Tsuzaki K. Applicability of the Kissinger's formula and comparison with the McNabb-Foster model in simulation of thermal desorption spectrum // Comput. Mater. Sci. 2012. Vol. 51, № 1. P. 322-330.

159. Guterl J., Smirnov R.D., Krasheninnikov S.I. Revisited reaction-diffusion model of thermal desorption spectroscopy experiments on hydrogen retention in material // J. Appl. Phys. 2015. Vol. 118, № 4.P. 043302.

160. Ogorodnikova O.. Comparison of hydrogen gas-, atom- and ion-metal interactions // J. Nucl. Mater. 2000. Vol. 277, № 2-3. P. 130-142.

161. Anderl R.A. et al. Deuterium Transport and Trapping in Polycrystalline Tungsten // Fusion Technol. 1992. Vol. 21. P. 745-752.

162. Pisarev A., Bacherov A. Hydrogen Gas Driven Permeation through Asymmetric Membranes in Diffusion Limited and Surface Limited Regimes: Interplay between Analytical and Numerical Calculations // Phys. Scr. 2004. T108. P. 124.

163. Brice D.K., Doyle B.L. Simultaneous gas- and plasma-driven hydrogen transport in solids // J. Vac. Sci. Technol. A Vacuum, Surfaces, Film. 1987. Vol. 5, № 4. P. 2311-2314.

164. Голубева А.В. Взаимодействие ионов дейтерия с вольфрамовыми материалами для термоядерных установок // Диссертация на соискание кадидата физико-математичсеских наук / МИФИ. 2006. 147 с.

165. Venhaus T. et al. Behavior of tungsten exposed to high fluences of low energy

hydrogen isotopes // J. Nucl. Mater. 2001. Vol. 290-293. P. 505-508.

166. Nakamura H. et al. Tritium permeation study through tungsten and nickel using pure tritium ion beam // Journal of Nuclear Materials. 2003. Vol. 313-316. P. 679-684.

167. Longhurst G.R. A simplified model for tritium permeation transient predictions when trapping is active // J. Nucl. Mater. 1994. Vol. 212-215. P. 1015-1020.

168. Post D.E., Behrisch R. Physics of Plasma-Wall Interactions in Controlled Fusion // Physics of Plasma-Wall Interactions in Controlled Fusion /Post D.E., Behrisch R. Boston, MA: Springer US, 1986. 421 p.

169. Русинов А.А. и др. Стенд Для Термодесорбционных Измерений // Приборы И Техника Эксперимента. 2009. № 6. С. 116-121.

170. Tschersich K.G., Fleischhauer J.P., Schuler H. Design and characterization of a thermal hydrogen atom source // J. Appl. Phys. 2008. Vol. 104, № 3. P. 1-7.

171. Mayer M. et al. Quantitative depth profiling of deuterium up to very large depths // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2009. Vol. 267, № 3. P. 506-512.

172. Alimov V.K., Mayer M., Roth J. Differential cross-section of the D(3He, p)4He nuclear reaction and depth profiling of deuterium up to large depths // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2005. Vol. 234, № 3. P. 169-175.

173. Mayer M. SIMNRA User's Guide Version 6.04 // Max-Planck-Institut fur Plasmaphysik. 2008.

174. Ziegler J.F., Biersack J.P., Ziegler M.D. SRIM.The stopping and ranges of ions in matter [Electronic resource] // SRIM Co. 2008. URL: http://www.srim.org/.

175. Hofsass H., Zhang K., Mutzke A. Simulation of ion beam sputtering with SDTrimSP, TRIDYN and SRIM // Appl. Surf. Sci. 2014. Vol. 310. P. 134-141.

176. Biersack J.P., Eckstein W. Sputtering studies with the Monte Carlo Program TRIM.SP // Appl. Phys. A Solids Surfaces. 1984. Vol. 34, № 2. P. 73-94.

177. Mutzke A. et al. SDTrimSP Version 5.00 // Report IPP 12/8. Garching: MaxPlanck-Institut ftr Plasmaphysik, 2011.

178. Kogut D.K., Trifonov N.N., Kurnaev V.A. Modeling of the first mirror surface composition under ITER relevant particle irradiation // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. 1-4.

179. Longhurst G.R. TMAP7 User Manual. 2008.

180. Frauenfelder R. Solution and Diffusion of Hydrogen in Tungsten // J. Vac. Sci. Technol. 1969. Vol. 6, № 3. P. 388-397.

181. Holzner G. et al. Solute diffusion of hydrogen isotopes in tungsten- A gas loading experiment // Phys. Scr. 2020. T171. P. 014034.

182. Rusinov A. et al. Investigation of hydrogen-defect interaction in tungsten by the probe fluence method // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 415. P. S645-S648.

183. Маренков Е.Д., Крашенинников С.И., Гаспарян Ю.М. Влияние захвата в многоместные ловушки на транспорт водорода в твердом теле // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. 2016. № 12. С. 22-27.

184. Ефимов В.С., Гаспарян Ю.М., Писарев А.А. Исследование тонкой структуры спектров термодесорбции дейтерия из вольфрама // Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. 2013. Vol. 2013, № 5. P. 79-85.

185. Zibrov M. et al. Experimental determination of the deuterium binding energy with vacancies in tungsten // J. Nucl. Mater. 2016. Vol. 477. P. 292-297.

186. Ogorodnikova O.V. Ion-driven deuterium retention in high-Z metals // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 651-654.

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

188. Van Veen A. et al. Hydrogen exchange with voids in tungsten observed with TDS and PA // J. Nucl. Mater. 1988. Vol. 155-157. P. 1113-1117.

189. Tamm P.W., Schmidt L.D. Binding States of Hydrogen on Tungsten // J. Chem. Phys. 1971. Vol. 54, № 11. P. 4775-4787.

190. Hou J. et al. Predictive model of hydrogen trapping and bubbling in nanovoids in bcc metals // Nat. Mater. Springer US, 2019. Vol. 18, № 8. P. 833-839.

191. Ren Q.-Y. et al. Characterization of the energetics and configurations of hydrogen in vacancy clusters in tungsten // Nucl. Fusion. 2019. Vol. 59, № 10. P. 106032.

192. Ogorodnikova O. V. et al. Annealing of radiation-induced damage in tungsten under and after irradiation with 20 MeV self-ions // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 451, № 1-3. P. 379-386.

193. Nambissan P.M.G., Sen P. Positron annihilation study of the annealing behaviour of alpha induced defects in tungsten // Radiat. Eff. Defects Solids. 1992. Vol. 124, № 2. P. 215-221.

194. Marenkov E.D. et al. Deuterium release from pores in tungsten created by 10keV beam // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2011. Vol. 269, № 9. P. 876-880.

195. Harutyunyan Z. et al. Analysis of trapping sites for deuterium in W-Cr-Y SMART alloy // Vacuum. 2022. Vol. 199. P. 110956.

196. Litnovsky A. et al. New oxidation-resistant tungsten alloys for use in the nuclear fusion reactors // Phys. Scr. 2017. T170. P. 014012.

197. Klein F. et al. Oxidation resistance of bulk plasma-facing tungsten alloys // Nucl. Mater. Energy. 2018. Vol. 15. P. 226-231.

198. Арутюнян З.Р. Влияние гелия на захват ионов дейтерия в вольфраме и вольфрамовых сплавах W-Cr-Y // Диссертация на соискание кандидата физико-математичсеских наук. Москва: МИФИ, 2022. 147 c.

199. Ciupinski L. et al. TEM observations of radiation damage in tungsten irradiated by 20MeV W ions // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2013. Vol. 317. P. 159-164.

200. Alimov V.K. et al. Deuterium retention in tungsten damaged with W ions to various damage levels // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 441, № 1-3. P. 280-285.

201. Markelj S. et al. Study of thermal hydrogen atom interaction with undamaged and self-damaged tungsten // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. 1027-1031.

202. Markelj S. et al. In situ nuclear reaction analysis of D retention in undamaged and self-damaged tungsten under atomic D exposure // Phys. Scr. 2014. T159. P. 014047.

203. Mayer M. et al. Carbon balance and deuterium inventory from a carbon dominated to a full tungsten ASDEX Upgrade // J. Nucl. Mater. 2009. Vol. 390-391, № 1. P. 538-543.

204. Nakamura H. et al. The Effect of Annealing on the Transient Deuterium Permeation Characteristics of Tungsten // Fusion Technol. 2001. Vol. 39. P. 894-898.

205. Nakamura H. et al. Implantation driven permeation behavior of deuterium through pure tungsten // Fusion Eng. Des. 2001. Vol. 55, № 4. P. 513-520.

206. Anderl R.A., Holland D.F., Longhurst G.R. Hydrogen transport behavior of metal coatings for plasma-facing components // J. Nucl. Mater. 1990. Vol. 176-177. P. 683-689.

207. Zibrov M., Schmid K. Reaction-diffusion simulations of hydrogen isotope trapping and release from cavities in tungsten, II: Array of cavities // Nucl. Mater. Energy. 2022. Vol. 32. P. 101219.

208. Adelhelm C. Structure and erosion behavior of metal-doped carbon films // PhD thesis. 2008. P. 126.

209. Balden M. et al. Chemical erosion by deuterium impact on carbon films doped with nanometer-sized carbide crystallites // J. Nucl. Mater. 2007. Vol. 363-365, № 1-3. P. 1173-1178.

210. Adelhelm C. et al. Thermal induced structural changes of a-C and a-C:Ti films analyzed by NEXAFS and XPS // J. Phys. Conf. Ser. 2008. Vol. 100, № 6. P. 062033.

211. Adelhelm C. et al. Influence of doping (Ti, V, Zr, W) and annealing on the sp2 carbon structure of amorphous carbon films // J. Appl. Phys. 2009. Vol. 105. P. 033522.

212. Bay H.L., Roth J., Bohdansky J. Light-ion sputtering yields for molybdenum and gold at low energies // J. Appl. Phys. 1977. Vol. 48, № 11. P. 4722-4728.

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

214. Pisarev A., Tsvetkov I., Yarko S. Hydrogen permeation through membranes with cracks in protection layer // Fusion Eng. Des. 2007. Vol. 82, № 15-24. P. 2120-2125.

215. Bizyukov I., Krieger K. Principal processes occurring at simultaneous bombardment of tungsten by carbon and deuterium ions // J. Appl. Phys. 2007. Vol. 102.P. 074923.

216. Poon M., Davis J.W., Haasz A.A. Effect of carbon pre-implantation on deuterium retention in tungsten // J. Nucl. Mater. 2000. Vol. 283-287. P. 1062-1067.

217. Tanabe T., Watanabe Y. Hydrogen behavior in graphite at elevated temperatures // J. Nucl. Mater. 1991. Vol. 179-181. P. 231-234.

218. Gasparyan Y. et al. Modelling of Deuterium Permeation Through Tungsten Coated with a Carbon Film // 19th International Conference on Plasma Surface Interac- tion (PSI-19). San Diego.

219. Doyle B.L. et al. Saturation and isotopic replacement of deuterium in materials // J. Nucl. Mater. 1980. Vol. 93-94. P. 551-557.

220. Brice D.K., Doyle B.L., Wampler W.R. Extended local mixing model for hydrogen retention and isotope exchange // J. Nucl. Mater. 1982. Vol. 111-112. P. 598-605.

221. Möller W., Scherzer B.M.U. Subsurface molecule formation in hydrogen-implanted graphite // Appl. Phys. Lett. 1987. Vol. 50, № 26. P. 1870-1872.

222. Möller W., Scherzer B.M.U. Modeling of hydrogen implantation into graphite // J. Appl. Phys. 1988. Vol. 64, № 10. P. 4860-4866.

223. Budaev V.P. et al. Tungsten recrystallization and cracking under ITER-relevant heat loads // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 237-240.

224. Pintsuk G. et al. Characterization of ITER tungsten qualification mock-ups exposed to high cyclic thermal loads // Fusion Eng. Des. 2015. Vol. 98-99. P. 1384-1388.

225. Huber A. et al. Erosion and screening of tungsten during inter/intra-ELM periods in the JET-ILW divertor // Nucl. Mater. Energy. 2020. Vol. 25. P. 100859.

226. Kirschner A. et al. Modelling of tungsten erosion and deposition in the divertor of JET-ILW in comparison to experimental findings // Nucl. Mater. Energy. 2019. Vol. 18. P. 239-244.

227. Fundamenski W., Pitts R.A. A model of ELM filament energy evolution due to parallel losses // Plasma Phys. Control. Fusion. 2006. Vol. 48, № 1. P. 109-156.

228. Климов Н.С. Макроскопическая эрозия материалов при их облучении интенсивными потоками плазмы // Диссертация на соискание кадидата физико-математичсеских наук. ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2011. 209 с.

229. Belan V.G. et al. Features of dynamics and structure of the shielding layer at the interaction of plasma flow with target // J. Nucl. Mater. 1996. Vol. 233-237. P. 763-766.

230. Gao L. et al. Deuterium supersaturation in low-energy plasma-loaded tungsten surfaces // Nucl. Fusion. 2017. Vol. 57.P. 016026.

231. Davis J.W., Smith P.D. ITER material properties handbook // J. Nucl. Mater. 1996. Vol. 233-237. P. 1593-1596.

232. Henriksson K.O.E., Nordlund K., Keinonen J. Molecular dynamics simulations of helium cluster formation in tungsten // Nucl. Instruments Methods Phys. Res. Sect. B Beam Interact. with Mater. Atoms. 2006. Vol. 244. P. 377-391.

233. Tanabe T. He reemission implanted in metals // J. Nucl. Mater. 2014. Vol. 453, № 1-3. P. 247-252.

234. Wright G.M. et al. Comparison of tungsten nano-tendrils grown in Alcator C-Mod and linear plasma devices // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S84-S89.

235. Woller K.B. et al. Helium concentration in tungsten nano-tendril surface morphology using Elastic Recoil Detection // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 438. P. S913-S916.

236. Woller K.B., Whyte D.G., Wright G.M. Dynamic measurement of the helium concentration of evolving tungsten nanostructures using Elastic Recoil Detection during plasma exposure // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 289-293.

237. Ogorodnikova O.V. et al. Deuterium and helium retention in W with and without He-induced W 'fuzz' exposed to pulsed high-temperature deuterium plasma // J. Nucl. Mater. 2019. Vol. 515. P. 150-159.

238. Писарев А.А. и др. Способ ионно-плазменного полцчения наноструктур на поверхности вольфрама. 2019. № 19. C. 1-11.

239. Harutyunyan Z. et al. Helium isotope exchange in tungsten irradiated sequentially with 4He and 3He ions // J. Nucl. Mater. 2023. Vol. 573. P. 154094.

240. Behrisch R., Eckstein W. Sputtering by Particle Bombardment // Topics in Applied Physics. Berlin, Heidelberg: Springer Berlin Heidelberg, 2007. Vol. 110. 1-526 p.

241. Zhou H.B., Li Y.H., Lu G.H. Modeling and simulation of helium behavior in tungsten: A first-principles investigation // Comput. Mater. Sci. 2016. Vol. 112. P. 487-491.

242. Wilson W.D. Theory of small clusters of helium in metals // Radiat. Eff. 1983. Vol. 78, № 1-4. P. 11-24.

243. Shutikova M.I., Degtyarenko N.N., Pisarev A.A. The Recombination of Tungsten Intrinsic Defects near the Surface Blocked by Hydrogen and Helium Atoms // Phys. At. Nucl. 2018. Vol. 81, № 11. P. 1580-1585.

244. Iwakiri H. et al. Microstructure evolution in tungsten during low-energy helium ion irradiation // J. Nucl. Mater. 2000. Vol. 283-287. P. 1134-1138.

245. Becquart C.S. et al. Microstructural evolution of irradiated tungsten: Ab initio parameterisation of an OKMC model // J. Nucl. Mater. 2010. Vol. 403, № 1-3. P. 75-88.

246. Беграмбеков Л.Б. Процессы в твердом теле под действием ионного и плазменного облучения. 2008. 196 с.

247. Wehner G.K. Whisker growth and cone formation on metal surfaces under ion bombardment // Appl. Phys. Lett. 1983. Vol. 43, № 4. P. 366-367.

248. Беграмбеков Л.Б. Монокристаллические новообразования на поверхности твердых тел при корпускулярном облучении // Поверхность. 1986. Вып. 6. С. 125-128.

249. Li Y.H., Zhou H.B., Lu G.H. Towards understanding the strong trapping effects of noble gas elements on hydrogen in tungsten // Int. J. Hydrogen Energy. 2017. Vol. 42, № 10. P. 6902-6917.

250. Eckstein W. Calculated Sputtering,Reflection and Range Values. 2002.

251. Miyamoto M. et al. Systematic investigation of the formation behavior of helium bubbles in tungsten // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 333-336.

252. Zlobinski M. et al. Laser induced desorption as tritium retention diagnostic method in ITER // Fusion Eng. Des. 2011. Vol. 86, № 6-8. P. 1332-1335.

253. Mukhin E.E. et al. In situ monitoring hydrogen isotope retention in ITER first wall // Nucl. Fusion. 2016. Vol. 56, № 3. P. 036017.

254. Philipps V. et al. Development of laser-based techniques for in situ characterization of the first wall in ITER and future fusion devices // Nucl. Fusion. 2013. Vol. 53, № 9. P. 093002.

255. Liu P. et al. Laser-induced breakdown spectroscopy to monitor ion cyclotron range of frequency wall cleaning Li/D co-deposition in EAST tokamak // Fusion Eng. Des. 2017. Vol. 118. P. 98-103.

256. Almaviva S. et al. LIBS measurements inside the FTU vessel mock-up by using a robotic arm // Fusion Eng. Des. 2020. Vol. 157. P. 111685.

257. Karhunen J. et al. Applicability of LIBS for in situ monitoring of deposition and retention on the ITER-like wall of JET - Comparison to SIMS // J. Nucl. Mater. 2015. Vol. 463. P. 931-935.

258. Semerok A. et al. Laser induced breakdown spectroscopy application in joint European torus // Spectrochim. Acta Part B At. Spectrosc. 2016. Vol. 123. P. 121-128.

259. Marenkov E.D. et al. Assessment of laser induced breakdown spectroscopy

accuracy for determination of hydrogen accumulation in tungsten // Nucl. Mater. Energy. 2021. Vol. 28. P. 101029.

260. Schweer B. et al. Laser desorption of deuterium retained in re-deposited carbon layers at TEXTOR and JET // J. Nucl. Mater. 2005. Vol. 337-339.P. 570-574.

261. Krat S. et al. Tungsten-deuterium co-deposition: Experiment and analytical description // Vacuum. 2018. Vol. 149. P. 23-28.

262. Gasparyan Y. et al. Temperature dependence of hydrogen co-deposition with metals // Fusion Eng. Des. 2019. Vol. 146. P. 1043-1046.

263. Novokhatsky A.N. et al. GLOBUS-M experiments with pre-damaged tungsten divertor // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2017. Vol. 40, № 4. P. 14-24.

264. Ефимов Н.Е. и др. Применение лазерно-искровой эмиссионной спектроскопии и масс-спектрометрии к анализу захвата дейтерия в титановые пленки // Известия РАН. Серия физическая. 2022. Вып. 86, № 5. С. 639-643.

265. Tschersich K.G., Von Bonin V. Formation of an atomic hydrogen beam by a hot capillary // J. Appl. Phys. 1998. Vol. 84, № 8. P. 4065-4070.

266. Раздобарин et al. Комплекс диагностик первой стенки и дивертора токамака с реакторными технологиями: контроль эрозии, температуры и мониторинг накопления термоядерного топлива // Физика плазмы. 2022. Вып. 48, № 12. С. 1216-1232.