ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ОЦЕНКА НАКОПЛЕНИЯ И УДЕРЖАНИЯ D+ В БЕРИЛЛИДЕ ТИТАНА Be₁₂Ti ПРИ РАЗЛИЧНЫХ РЕЖИМАХ ВЫСОКОЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ

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.

1. 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.

2. Was G. S. et al. Emulation of reactor irradiation damage using ion beams //Scripta Materialia. – 2014. – Т. 88. – С. 33-36.

3. Roldán M. et al. Ion beam experiments to emulate nuclear fusion environment on structural materials at CMAM // Ion Beam Techniques and Applications. – IntechOpen, 2019.

4. 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.

5. 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.

6. Ericsson G. Advanced neutron spectroscopy in fusion research //Journal of Fusion Energy. – 2019. – Т. 38. – №. 3. – С. 330-355.

7. Gaisin R. et al. Beryllium intermetallics: Industrial experience on development and manufacture //Nuclear Materials and Energy. – 2023. – Т. 35. – С. 101444.

8. 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).

9. 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.

10. Poon M. et al. Flux dependence of deuterium retention in single crystal tungsten //Journal of nuclear materials. – 2002. – Т. 307. – С. 723-728.

11. 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.

12. 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.

13. Wampler W. R., Doerner R. P. Deuterium retention in tungsten from exposure to plasma //Physica Scripta. – 2009. – Т. 2009. – №. T138. – С. 014037.

14. 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.