Захват и термодесорбция дейтерия в углеродных материалах при облучении плазмой

• Автор: Русинов, Александр Александрович
• Шифр специальности: 01.04.08
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2011
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 140 с. : ил.

Оглавление
Введение
1 Литературный обзор
1.1 Вводная часть
1-.2 Метод термодесорбционной спектроскопии
1.3 Обзор ТДС экспериментов из углеродных материалов
1.3.1 Ионы
1.3.2 Плазма
1.3.3 Атомы, газ
1.4 Моделирование термодесорбции водорода
2 Экспериментальные установки и методики
2.1 Установки для внедрения дейтерия
2.1.1 МЕДИОН
2.1.2 Насыщение из газа
2.1.3 Облучение плазмой
2.2 ТДС стенд
2.3 Характеристики используемых углеродных материалов
2.4 Особенности проведения термодесорбционных экспериментов
3 Захват в графит и углеродный композит при облучении в плазме
3.1 Термодесорбция различных дейтерий-содержащих молекул
3.2 Сравнение графита и углеродного композита
3.3 Раунд-робин эксперименты на различных установках

3.4 Обсуждение результатов

4 Сравнение захвата из плазмы с захватом при облучении ионами, выдержке в газе и с захватом в углеводородные пленки
4.1 Захват при ионном облучении
4.2 Захват из газа
4.3 Десорбция из углеводородных пленок
4.4 Сравнительный анализ ТДС из плазмы, ионного пучка, газа и углеводородных пленок
5 Захват при высоких дозах облучения плазмой
5.1 Электронная микроскопия поверхности после плазменного облучения
5.2 Захват при комнатных температурах
5.3 Захват при высоких температурах
Заключение
Литература

Введение
В условиях роста энергопотребления населением Земли и ограниченностью ископаемых источников энергии, таких как газ, нефть, уголь, человечество находится в поисках альтернативных источников энергии, способных успешно конкурировать с традиционными способами. Одним из перспективных источников энергии является термоядерный реактор, в котором может осуществляться и поддерживаться управляемая термоядерная реакция на изотопах водорода - дейтерии и тритии. Уже запущен проект строительства экспериментального термоядерного токамака-реактора ИТЭР (International Thermonuclear Experimental Reactor), который позволит провести эксперименты в условиях, близких к условиям в будущем промышленном термоядерном реакторе, испытать все системы и режимы поддержания плазменного разряда, разработанные и опробованные на множестве установок типа токамак, и узнать, какие термоядерные параметры могут быть достигнуты. ИТЭР - это прототип первого демонстрационного термоядерного реактора, на котором будет сделана попытка осуществить работу реактора с получением полезной энергии из термоядерной реакции.
Одной из важнейших проблем, стоящих на пути построения термоядерного реактора, способного работать в долгосрочном режиме, является проблема выбора материалов, обращенных к плазме (ОПМ). Поверхность, с которой будут взаимодействовать потоки частиц и ионов, приходящих из плазмы, можно условно разделить на две области: первая стенка и дивертор. Первая стенка изолирована от плазмы магнитным полем и будет подвержена в меньшей степени плазменному воздействию, в большей степени воздействию нейтронов и нейтральных частиц. Диверторная область специально создана для того, чтобы служить стоком пристеночной плазмы. В диверторе ОПМ будут подвер-
Оекгроол гаи.
(отрегаШге [К]
Рис. 1.20: ТДС спектры из монокристал-Рис. 1.19: ТДС дейтерия, адсорбированного ла графита, облученного при комнатной темна поверхности НОРС до разной степени по- пературе ионным пучком б кэВ/Б дозами крытия. 5 х 10й 4- 7.2 х 10ы О/см2 [19]