ТИТАН БЕРИЛЛИДІ Be₁₂Ti-ДЕ ЖОҒАРЫ ЭНЕРГИЯЛЫ ИОНДЫҚ СӘУЛЕЛЕНДІРУДІҢ ӘРТҮРЛІ РЕЖИМДЕРІ КЕЗІНДЕ ДЕЙТЕРИЙДІҢ ЖИНАҚТАЛУЫ МЕН ҰСТАЛЫП ҚАЛУЫН ЭКСПЕРИМЕНТТІК БАҒАЛАУ

Термоядролық синтез материалтануының міндеттерін шешуге арналған сутегі иондарының жинақталуы мен ұсталып қалуын бағалаудың эксперименттік әдісін әзірлеу шеңберінде Қазақстанда өндірілген титан бериллиді (Be₁₂Ti) үлгілерін жоғары энергиялы дейтерий иондарымен сәулелендіру жүргізілді. Материалды таңдау Be₁₂Tiді JA DEMO сияқты термоядролық қондырғылардың бірінші қабырғасы материалдарының құрамында қолдану қарастырылатын қазіргі тұжырымдамалармен негізделеді. Зерттелетін үлгілер 14 МэВ энергиялы дейтерий иондарымен сәулелендірілді. Сәулелендіру екі режимде жүргізілді, олар сәулелендіру уақытымен, ағын тығыздығымен және жиынтық флюенспен ерекшеленді. Материалда газдардың жинақталу және бөліну механизмдерін зерттеу мақсатында сәулелендірілген Be₁₂Ti үлгілері термиялық десорбциялық спектроскопия әдісімен зерттелді. Дейтерий ағынының салыстырмалы түрде төмен бөлшек тығыздығы жағдайында ұзақ уақыт әсеріне ұшыраған Be₁₂Ti үлгісі D⁺ иондарының едәуір көбірек жинақталуын көрсетті. Сонымен қатар, қысқа уақыт ішінде, бірақ жоғары тығыздықты ағынмен сәулелендірілген үлгіде газдың айтарлықтай аз мөлшері жинақталды. Алынған нәтижелер жоғары энергиялы диапазонда дейтерий иондарымен сәулелендіру әдістемесін термоядролық қондырғылар материалдарында сутегінің жинақталуы мен ұсталып қалуын бағалауға арналған эксперименттік тәсіл ретінде қолдануға болатынын көрсетеді.

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.