nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2026-2-220-225nuc-1089Research ArticleСтатьиЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ОЦЕНКА НАКОПЛЕНИЯ И УДЕРЖАНИЯ D+ В БЕРИЛЛИДЕ ТИТАНА Be12Ti ПРИ РАЗЛИЧНЫХ РЕЖИМАХ ВЫСОКОЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯEXPERIMENTAL EVALUATION OF DEUTERIUM ACCUMULATION AND RETENTION IN TITANIUM BERYLLIDE Be12Ti UNDER DIFFERENT MODES OF HIGH-ENERGY ION IRRADIATIONhttps://orcid.org/0000-0002-5279-694XДиковА. С.DikovA. S.

Алексей Сергеевич Диков - Заведующий лабораторией прикладного и теоретического материаловедения РГП на ПХВ ИЯФ АРКАЭ; Кандидат технических наук.

Алматы

Almaty

dikov@inp.kzhttps://orcid.org/0009-0007-6925-1202МаксимкинаЕ. А.MaximkinaY. A.

Елизавета Алексеевна Максимкина - Младший научный сотрудник лаборатории прикладного и теоретического моделирования РГП на ПХВ ИЯФ. Младший научный сотрудник лаборатории искусственного интеллекта ТОО "Институт Ионосферы"; MEng в области космической техники и технологий.

Алматы

Almaty

yelizaveta.kostoussova@gmail.comhttps://orcid.org/0000-0003-3890-8172КульсартовТ. В.KulsartovT. V.

Тимур Валиханович Кульсартов - Кандидат физико-математических наук

Алматы

Almaty

kulsartov@inp.kzИнститут ядерной физикиКазахстанInstitute of Nuclear PhysicsKazakhstanИнститут ядерной физики; Казахский Национальный университет им. Аль-ФарабиКазахстанInstitute of Nuclear Physics; Al-Farabi Kazakh National UniversityKazakhstan20261610202603220225Copyright © Диков А.С., Максимкина Е.А., Кульсартов Т.В., 20262026Диков А.С., Максимкина Е.А., Кульсартов Т.В.Dikov A.S., Maximkina Y.A., Kulsartov T.V.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/1089

В рамках разработки экспериментального метода оценки накопления и удержания ионов водорода для решения материаловедческих задач термоядерного синтеза выполнено облучение высокоэнергетичными ионами D+ образцов бериллида титана (Be₁₂Ti) казахстанского производства. Выбор материала обусловлен существующими концепциями термоядерных установок, в которых предполагается использование Be₁₂Ti в составе материалов первой стенки, например, JA DEMO. Исследуемые образцы были подвергнуты облучению ионами D+ с энергией 14 МэВ в двух режимах, отличающихся временем облучения, плотностью потока и суммарным флюенсом. С целью исследования механизмов накопления и выделения газов в материале образцы облученного Be₁₂Ti исследовались методом термодесорбционной спектроскопии. Be₁₂Ti, подвергнутый длительному воздействию потока ионов D+ при относительно меньшей плотности частиц, продемонстрировал значительно большее накопление ионов D+. В то же время, образец, облученный кратковременно, но потоком высокой плотности накопил значительно меньшее количество газа. Результаты показывают, что методика облучения ионами D+ в высокоэнергетическом диапазоне может быть использована в качестве экспериментального подхода для оценки накопления и удержания водорода в материалах термоядерных установок.

As part of the development of an experimental method for evaluating the accumulation and retention of hydrogen ions to address materials science problems related to thermonuclear fusion, titanium beryllide (Be₁₂Ti) samples produced in Kazakhstan were irradiated with high-energy deuterium ions. The choice of material is justified by existing concepts of fusion facilities, in which Be₁₂Ti is proposed for use as a first-wall material, for example, in JA DEMO. The investigated samples were irradiated with 14 MeV deuterium ions under two irradiation modes differing in irradiation time, particle flux density, and total fluence. To study the mechanisms of gas accumulation and release in the material, the irradiated Be₁₂Ti samples were examined by thermal desorption spectroscopy. The Be₁₂Ti sample exposed to a deuterium flux for a longer time at a relatively lower particle flux density demonstrated significantly higher accumulation of D⁺ ions. At the same time, the sample irradiated for a shorter time but with a high-density flux resulted in significantly lower gas accumulation. The results show that the high-energy deuterium ion irradiation technique can be used as an experimental approach for evaluating hydrogen accumulation and retention in materials for fusion facilities.

бериллид титанаD+термодесорбционная спектроскопиярежимы облучениядесорбцияtitanium beryllidedeuteriumthermal desorption spectroscopyirradiation modesДанное исследование было профинансировано Комитетом науки Министерства науки и высшего образования Республики Казахстан (Грант № BR24993119)ReferencesHernandez-Gonzalez F. A., Pereslavtsev P. First principles review on the options for tritium breeder and neutron multiplier materials for breeding blankets in fusion reactors //Fusion Engineering and Design. – 2018. – Т. 137. – С. 243-256.Hernandez-Gonzalez F. A., Pereslavtsev P. First principles review on the options for tritium breeder and neutron multiplier materials for breeding blankets in fusion reactors //Fusion Engineering and Design. – 2018. – Т. 137. – С. 243-256.Was G. S. et al. Emulation of reactor irradiation damage using ion beams //Scripta Materialia. – 2014. – Т. 88. – С. 33-36.Was G. S. et al. Emulation of reactor irradiation damage using ion beams //Scripta Materialia. – 2014. – Т. 88. – С. 33-36.Roldán M. et al. Ion beam experiments to emulate nuclear fusion environment on structural materials at CMAM // Ion Beam Techniques and Applications. – IntechOpen, 2019.Roldán M. et al. Ion beam experiments to emulate nuclear fusion environment on structural materials at CMAM //Ion Beam Techniques and Applications. – IntechOpen, 2019.Lee H. T. et al. Ion-driven permeation of deuterium through tungsten under simultaneous helium and deuterium irradiation //Journal of nuclear materials. – 2011. – Т. 415. – №. 1. – С. S696-S700.Lee H. T. et al. Ion-driven permeation of deuterium through tungsten under simultaneous helium and deuterium irradiation //Journal of nuclear materials. – 2011. – Т. 415. – №. 1. – С. S696-S700.Ogorodnikova O. V. et al. The influence of radiation damage on the plasma-induced deuterium retention in selfimplanted tungsten //Journal of Nuclear Materials. – 2011. – Т. 415. – №. 1. – С. S661-S666.Ogorodnikova O. V. et al. The influence of radiation damage on the plasma-induced deuterium retention in self-implanted tungsten //Journal of Nuclear Materials. – 2011. – Т. 415. – №. 1. – С. S661-S666.Ericsson G. Advanced neutron spectroscopy in fusion research //Journal of Fusion Energy. – 2019. – Т. 38. – №. 3. – С. 330-355.Zhang L. et al. Liquid metals power advanced nuclear energy systems //The Innovation. – 2025. – Т. 6. – №. 9.Gaisin R. et al. Beryllium intermetallics: Industrial experience on development and manufacture //Nuclear Materials and Energy. – 2023. – Т. 35. – С. 101444.Gaisin R. et al. Beryllium intermetallics: Industrial experience on development and manufacture //Nuclear Materials and Energy. – 2023. – Т. 35. – С. 101444.Thermo-Physical Materials Properties Database of LWRs and HWRs [Электронный ресурс] / International Atomic Energy Agency. – Электрон. дан. – Режим доступа: https://nucleus.iaea.org/sites/therpro/SitePages/BasicSearch.aspx?web=1 (дата обращения: 21.02.2026).Shaimerdenov A. et al. Kinetics of gas release from titanium beryllide irradiated to different neutron fluences //Fusion Engineering and Design. – 2025. – Т. 216. – С. 115069.Shaimerdenov A. et al. Kinetics of gas release from titanium beryllide irradiated to different neutron fluences //Fusion Engineering and Design. – 2025. – Т. 216. – С. 115069.Fukumoto M. et al. Deuterium trapping in tungsten damaged by high-energy hydrogen ion irradiation //Journal of nuclear materials. – 2009. – Т. 390. – С. 572-575.Poon M. et al. Flux dependence of deuterium retention in single crystal tungsten //Journal of nuclear materials. – 2002. – Т. 307. – С. 723-728.Wampler W. R., Doerner R. P. Deuterium retention in tungsten from exposure to plasma //Physica Scripta. – 2009. – Т. 2009. – №. T138. – С. 014037.Buzi L. et al. (2017). Surface modifications and deuterium retention in polycrystalline and single crystal tungsten as a function of particle flux and temperature. Journal of Nuclear Materials, 495, 211–219.Sugimoto Y. et al. Deuterium retention properties and bubble behaviors of Be12Ti after irradiation with D+ at high temperature //Fusion Engineering and Design. – 2025. – Т. 218. – С. 115220.Fukumoto M. et al. Deuterium trapping in tungsten damaged by high-energy hydrogen ion irradiation //Journal of nuclear materials. – 2009. – Т. 390. – С. 572-575.Fukumoto M. et al. Deuterium trapping in tungsten damaged by high-energy hydrogen ion irradiation //Journal of nuclear materials. – 2009. – Т. 390. – С. 572-575.Wampler W. R., Doerner R. P. Deuterium retention in tungsten from exposure to plasma //Physica Scripta. – 2009. – Т. 2009. – №. T138. – С. 014037.Wampler W. R., Doerner R. P. Deuterium retention in tungsten from exposure to plasma //Physica Scripta. – 2009. – Т. 2009. – №. T138. – С. 014037.Sugimoto Y. et al. Deuterium retention properties and bubble behaviors of Be12Ti after irradiation with D+ at high temperature //Fusion Engineering and Design. – 2025. – Т. 218. – С. 115220.Sugimoto Y. et al. Deuterium retention properties and bubble behaviors of Be12Ti after irradiation with D+ at high temperature //Fusion Engineering and Design. – 2025. – Т. 218. – С. 115220.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.