Казахский национальный университет им. аль-Фараби

УДК 621.039.5.51

На правах рукописи

КУЙКАБАЕВА АЙЖАН АМАНГАЛИЕВНА

Массоперенос трития, генерируемого в литиевой керамике при воздействии нейтронного облучения

Диссертация на соискание академической степени доктора философии (физика)

Работа выполнена в Казахском национальном университете имени аль-Фараби на кафедре ядерной физики

Республика Казахстан

Алматы,

2008

Объект исследования. В качестве исследуемого материала использовали метатитанат лития (как чистый, так и допированный оксидом титана), обогащенный до 96% по изотопу литий-6. Обогащение Li₂ТiO₃ по изотопу ⁶Li осуществляли с целью увеличения эффективности генерации трития, а допирование керамики TiO₂ – с целью облечения придания гранулам титаната лития сферической формы и создания зернистой микроструктуры, облегчающий выход молекулярного трития из бридерного материала.

Предметом исследования является механизмы генерации и выделения трития из метатитаната лития.

Научная новизна работы связана с тем, что впервые удалось изучить процессы выделения трития из керамики на базе высокообогащенного по литию-6 титаната лития в режиме реакторного эксперимента при термоциклировании образца, причем до весьма высоких степеней выгорания исходного компонента ядерной реакции (⁶Li). В результате удалось выяснить механизмы, ответственные за выделение трития, получить количественную оценку диффузионных параметров, определить особенности влияния термоциклирования и облучения материала в поле реакторного излучения на устойчивость процесса извлечения трития из бридерного материала.

Практическая значимость работы заключается формулировке рекомендаций по поиску оптимальных бридерных материалов и подбору режима их работы в реальных условиях установок для управляемого термоядерного синтеза (в частности, проектируемого в настоящее время международного реактора DEMO, строительство которого предполагается в Японии).

Достоверность результатов работы. Основное содержание диссертации опубликовано в 15-ти научных работах – 6-ти статьях в отечественных и зарубежных научных журналах и 9 тезисах докладов на республиканских и международных конференциях, 6 из них изданы в журналах, рекомендованных Комитетом по надзору и аттестации в сфере образования и науки МОН РК. Результаты исследования, изложенные в диссертации, докладывались и обсуждались на Международных и отечественных конференциях.

Положения, выносимые на защиту.

1. Методика математического моделирования и обработки результатов экспериментов по измерению кинетики выделения трития из литиевой керамики в условиях реакторного облучения.

2. Установленные закономерности выделения трития из гранул метатитаната лития, высокообогащённого по литию-6, при термических и радиационных воздействиях на бридерный материал.

3. Значения параметров кинетики выделения трития из литиевой керамики и их зависимость от режима термоциклирования и времени облучения.

4. Механизм выделения трития из литиевой керамики в условиях реакторного облучения.

Личный вклад автора. Cбор и анализ опубликованных данных по ядерно-физическим процессам наработки трития, как компонента термоядерного топлива, математическая обработка результатов экспериментов, расчет параметров процесса выделения трития (в виде НТ и Т₂) из исследуемых материалов и определение характера их зависимости от длительности эксперимента (степени выгорания лития-6), температуры и режима термоциклирования, выбор математической модели, адекватно описывающей процесс переноса трития в материале литиевой керамики и нахождение основных параметров массопереноса трития (в виде тритона – Т⁺⁾ по кристаллической решётке метатитаната трития, выявление механизмов, лимитирующих процессы генерирования и выделения трития, и создание методов управления процессами газовыделения при радиационных и термических воздействиях на бридерный материал.

Апробация работы. Результаты исследования, изложенные в диссертации, докладывались и обсуждались на Международной конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке» (Россия, Москва, 2006); Международном конгрессе студентов и молодых ученых «Мир науки» (Казахстан, Алматы, 2007); Третьей международной конференции Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами (г. Санкт-Петербург, 2007), Международной конференции «Ядерная энергетика Республики Казахстан», Курчатов, 2007, 13-ой международной конференции по материалам термоядерного синтеза, Ницца, Франция, Международном конгрессе студентов и молодых ученых «Мир науки» (Казахстан, Алматы, 2008);

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, списка использованных источников. Работа изложена на 147 страницах компьютерного текста, включая 86 рисунков, 23 таблицы.

В соответствии с поставленной целью работа состоит из ведения, шести глав, выводов и списка цитируемой литературы.

В первой главе (обзоре литературы) дан критический анализ опубликованных данных по перспективным ядерным реакциям синтеза, установкам для их осуществления (в первую очередь – типа Токамака), конструкциям бланкета, а также проблеме выбора оптимального бридерного материала, обеспечивающего эффективную генерацию трития – одного из компонентов реакции управляемого термоядерного синтеза. Рассмотрены ядерные и физико-химические процессы, сопровождающие наработку трития в различных материалах (в том числе - в керамике и – в первую очередь – титанате лития). Основное внимание здесь уделено физико-химическим и ядерно-физическим свойствам титаната лития, как основного объекта исследования в данной работе.

Вторая глава посвящена описанию методики синтеза и результатов диагностики, используемых в работе материалов – сферических гранул обогащенного по изотопу литий-6 титаната лития (как чистого, так и допированного оксидом титана).

В третьей главе приведена аппаратура и методики реакторных экспериментов по измерению выделения трития из титаната лития в поле реакторного облучения при постоянных и переменных термических нагрузках на исследуемый материал. Существенное внимание уделено масс-спектрометрической методике измерения малых количеств трития в динамических условиях.

В четвертой главе проведены методики и результаты диагностики гранулов из титаната лития, подвергнутых длительному воздействию реакторного облучения.

В пятой главе рассчитана кинетика выгорания лития и генерации трития в сферических гранулах, оценены потери трития образцом за счёт эффектов отдачи, диффузии и радиоактивного распада трития, а также приведены результаты математической обработки результатов экспериментов по радиационно- и температуро-стимулированному выделению трития из титаната лития. Оценены энергии активации газовыделения и изучена их зависимость от степени выгорания лития-6.

В шестой главе представлено развитие феноменологического описания диффузии и выделения трития из образцов сферической формы при отсутствии и наличии процессов генерации трития в образце, даны результаты математического моделирования процессов выделения трития из сферической гранулы за счет эффектов отдачи и диффузии. Из данных по ступенчатому нагреву и охлаждению образцов определены энергии активации объёмной диффузии трития и представлены эмпирические зависимости их от степени выгорания лития. Оценены такие важные для оценки пригодности титаната лития в качестве бридерного материалы параметры, как эффективность извлечения трития, степень извлечения трития, время удержания трития, а также их зависимости от температуры, режима термоциклирования и времени облучения нейтронами. Проведено сравнение полученных данных с результатами аналогичных работ, опубликованных в открытой печати. Здесь основное внимание уделено поиску механизма диффузии трития по кристаллической решётке метатитаната лития. Показано, что выделение трития из литиевой керамики лимитируется объёмной диффузией трития, при определённом влиянии взаимодействия трития с радиационными дефектами кристаллической решётки, создаваемых реакторным облучением водорода, а также поверхностных процессов. Даны рекомендации по управлению процессами генерации и миграции трития в бридерных материалах.

В заключительной части работы анализируется перспективы использования ⁶Li₂TiO₃ как бридерного материала для термоядерных бланкетов, предназначенных для длительной и устойчивой наработки трития – одного из компонентов ядерного топлива.

ОПРЕДЕЛЕНИЯ

В настоящей диссертации применяют следующие термины и сокращения с соответствующими определениями и расшифровками

• Термоядерные реакции - это ядерные реакции между лёгкими атомными ядрами, протекающие при очень высоких температурах (~108К и выше).

• Термоядерный реактор – устройство для получения энергии за счет реакций синтеза легких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (выше 108К).

• Бланкет термоядерного реактора – одна из основных частей термоядерного реактора – специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции, и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.

• Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы.

• ТОКАМАК (сокращенно от «тороидальная камера с магнитными катушками» - тип тороидальной магнитной ловушки.

• Бридер (англ. breeder) – разновидность реактора – размножителя (в контексте данной работы – генератор трития).

• УТС - управляемый термоядерный синтез

• DEMO – демонстрационный термоядерный реактор

• ТОКАМАК - тороидальная камера с магнитными катушками

• JET - Joint European Torus - Объединенный Европейский Тор

• ITER - International Thermonuclear Experimental Reactor - Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор

• АЭС - Атомная Электростанция

• ТДС - спектры – термодесорбционные спектры, спектры термостимулированного газовыделения

• ТСВ – термостимулированное выделение (газа)

• ИПДО-1 – измеритель парциального давления остаточных газов –омегатроннный масс спектрометр

• РМО-13 – датчик масс-спектрометра

• НОРД-250 - магниторазрядный насос

• ИКД-50 – ионизационный вакуумметр

• ВДГ-1 - деформационный газоразрядный вакуумметр

• ПМТ-2 - манометрическая лампа

• ВВР-К – Казахстанский водо-водяной реактор

• А – ампула для облучения

• К – кампания реактора

• УПУ - универсальное петлевое устройство

• TRICARB-3100TR - спектрометр бета излучения

ВЫВОДЫ

• На специально созданной аппаратуре изучена кинетика выделения трития, непрерывно генерируемого в условиях реакторного эксперимента в керамике на основе метатитаната лития, высокообогащённой по литию-6 (96%), в условиях термоциклирования, вплоть до высоких степеней выгорания лития (23%).

• Обнаружено, что высокообогащенная литиевая керамика в течение длительного времени является эффективным и устойчивым источником трития: выгорание лития-6 компенсируется ускорением диффузии трития по кристаллической решётке Li₂TiO₃.

• Предложен математический аппарат, описывающий выделение трития как за счёт эффекта отдачи, так и за счёт диффузии.

• Рассчитаны параметры диффузии и энергии активации процесса выделения трития из облучённой керамики. Обнаружено, что по мере выжигания лития, энергия активации выделения трития уменьшается, стремясь к постоянному значению при высоких степенях выгорания лития-6.

• Показано, что по мере облучения, создаваемые при выгорании лития дефекты действуют как дополнительные диффузионные пути, облегчающие диффузию трития. Выгорание трития компенсируется облегченной диффузией, в результате чего поток трития из керамики из титаната лития не меняется в течение достаточно длительного времени.

• Из экспериментальных данных рассчитаны параметры температурной зависимости коэффициента диффузии трития в Li₂TiO₃ (энтропийный множитель и энергия активации диффузии) в том числе – для начальной и конечной стадии выжигания лития-6. Определены такие характеристики бридерного материала, как степень и время удержания трития, доля газовыделения и т.п. и их зависимости от режима термоциклирования и времени реакторного облучения.

• Предложены механизмы генерации и выделения трития из литиевой керамики в процессе длительного реакторного облучения.

• Показано, что высокообогащённая по литию-6 керамика на базе метатитаната лития может служить устойчивым (по крайней мере до степеней выгорания 23%) источником трития, как топлива для установок управляемого термоядерного синтеза.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Глухих В.А., Беляков В.А., Минеев А.Б. Физико-технические основы управляемого термоядерного синтеза. - Алматы: НЯЦ РК, 2004,- 228 с.

2. Велихов Е.П., Путвинский С.В Термоядерный реактор. Термоядерная энергетика статус и роль долгосрочной перспективе // Energy Center of the World Federation of Scientists.- C. 3-50.

3. Kaye A.S. Progress in technology at JET // Fus. Energ., Madison, Wisconsin, 14-16 Sept 2004. – P. 2-19.

4. Zinkle S.J., Victoria M., Abe K. Scientific and engineering advances from fusion materials // J. Nucl. Mater.- 2002. - Vol. 31. - P. 307-311.

5. Seki M., Yamamoto I., Sagara A. Overview of recent Japanese activities in fusion technology // Fus. Sci. Tech.– 2005. - Vol. 47, №3. – Р. 193.

6. Enoeda M., Hatano T., Tsuchiya K., Ochiai K., Kawamura Y., Hayashi K., Nishitani T., Nishi M., Akiba M. Development of solid breeder blanket at JAERI // Fus. Sci. Tech.– 2005. - Vol. 47, №3. –Р. 078.

7. Fischer U., Batistoni P., Boccaccini1 L. V., Giancarli L., Hermsmeyer S., Poitevin Y. EU blanket design activities and neutronics support efforts // Fus. Sci. Tech.– 2005. - Vol. 47, №3. – P. 1052-1059.

8. Andreani R., Diegele E., Laesser R., Van Der Schaaf B. The European integrated materials and technology programme in fusion // J. Nucl. Mater.- 2004.- Vol. 20. - P. 329-333.

9. Johnson C.T., Hollenberg G.W., Roux N., Watanabe H. Current experimental activities for solid breeder development // Fus. Eng. Des.– 1994. – Vol. 8. - P. 145-153.

10. Johnson C E.; Noda K.; Roux N. Ceramic breeder materials: status and needs // J. Nucl. Mater. – 1998. - Vol. 258-263, №A. - Р. 140-148.

11. Johnson C. E., Kopasz J. P., Tam S. W. Tritium transport and release from lithium ceramic breeder materials // II Chilean Lithium Symposium.- Santiago, Chile.- 1994.- С. 23-27.

12. Johnson C. E. Tritium behavior in lithium ceramics // J. Nucl. Mater.– 1999. - Vol. 270, №n1-2. - P. 212-220.

13. Hollenberg G.W., Kalinin G., Simonen E.P., Terlain A. Tritium hydrogen barrier development // Fus. Eng. Des.- 1995. - Vol.28. – P. 190-208.

14. Raffray A.R., Billone M.C., Tanaka S. Progress in tritium retention and release modeling for ceramic breeders // Fus. Eng. Des.- 1995. - Vol.28. – P. 240-251.

15. Badawi A., Raffray A.R., Abdou M.A. Modeling and analysis of time-dependent tritium transport in lithium oxide // J. Nucl. Mater.- 1999. - Vol. 273. – P. 79 – 94.

16. Badawi A., Raffray A.R. Analysis of tritium release from LiA1О2 in the TEQUILA experiment, using the MISTRAL code // Fus. Eng. Des.- 1991. Vol. 17. - P. 73-78.

17. Raffray A. R., Cho S., Abdou M. A. Modeling of tritium transport in ceramic breeder single crystal // J. Nucl. Mater.– 1994. - Vol. 210. - P. 212-220.

18. Roux N., Avon J., Floreancig A., Mougin J., Basneur B., Ravel S. Low-temperature tritium releasing ceramics as potential materials for the ITER breeding blanket // J.Nucl. Mater.- 1996. - Vol. 233-237. - P1431-1435.

19. Busignf A., Gierszewski P. CFTSIM-ITER dynamic fuel cycle model Fusion // Eng. Des. – 1998. - Vol. 39-40, №1-4. – P. 909-914.

20. Elio F.; Ioki K.; Barabaschi P.; Bruno L.; Cardella A.; Hechler M.; Kodama T.; Lodato A.; Loesser D.; Lousteau D.; Miki N.; Mohri K.; Parker R.; Raffray R.; Williamson D.; Yamada M.; Daenner W.; Mattas R.; Strebkov Y.; Takatsu H. Engineering design of the ITER blanket and relevant research and development results // Fus. Eng. Des. – 1999. - Vol. 46, № 2. - P. 159-175.

21. Gierszewski P. Review of properties of lithium titanate // CFFTP G-9703. - 1997. – P. 147–158.

22. Gierszewski P., Donne M.D., Kawamura H., Tillack M. Ceramic pebble bed development for fusion blankets // Fus. Eng. Des. – 1995. - Vol. 27. - P. 167-178.

23. Miller J.M., Hamilton H.B., Sullivan J.D. Testing of lithium titanate as an alternate blanket material // J. Nucl. Mater.- 1994. - Vol. 212-215. - P. 877-880.

24. Saito S., Tsuchiya K., Kawamura H., Terai T., Tanaka S. Density dependence on thermal properties of Li₂Ti0₃ pellets // J. Nucl. Mater. – 1998. - Vol. 253. - P. 213-218.

25. Kleykamp H. Phase equilibrium in the Li-Ti-O system and physical properties of Li₂TiO₃ // Fus. Eng. Des. – 2002. - Vol. 61-62. - P. 361-366.

26. Зайнуллина В.М., Жуков В.П., Денисова Т.А., Максимова Л.Г. Электронная структура и химическая связь в Li_2–xH_xTiO₃ (0 ≤ x ≤ 2) с моноклинной и химической структурами // Структур. Химии. – 2003. - T. 44, № 2. – C. 210–215.

27. Vītiņš Ģ., Ķizāne G., Lūsis A., Tīliks J. Electrical conductivity studies in the system Li₂TiO₃-Li_1.33Ti_1.67O₄ // J. Sol. State Electrochem. – 2002. - Vol. 6. - P 311-319.

28. Lulewicz J.D., Roux N. Fabrication of Li₂Ti0₃ pebbles by the extrusion-spheronisation-sintering process // J. Nucl. Mat.. – 2002. – Vol. 307-311, P 803-813.

29. Van der Laan J.G., Conrad R., Bakker K., Roux N., Stijkel M.P. In-pile behavior of some lithium titanates to medium lithium burnups // Proceedings of the 20th Symposium on Fusion technology. - France, 1998. - P.1239-1242.

30. Van der Laan J.G., Conrad R., Magielsen A.J., Ooijevaar M.A.G., Stijkel M.P. In-pile and out-pile tritium release data accumulated in EXOTIC-8 for EU HCPB candidate breeder materials // Report JRC-IE. – Petten. - Netherland, 2002. – P. 1-12.

31. Nishikawa M., Baba A., Kawamura Y. Tritium inventory in LiAlO2 blanket //J. Nucl. Mater. – 1997 - Vol. 46. - P. 1-8.

32. Nishikawa M., Baba.A. Tritium inventory in Li₂ZrO₃ blanket //J. Nucl. Mater. – 1998. - Vol. 257. - P. 162-171.

33. Nishikawa M., Baba A., Odoi S., Kawamura Y. Tritium inventory estimation in solid blanket system // Fus. Eng. Des. – 1998. –Vol. 39-40. –P. 615-625.

34. Nishikawa M., Nakashima N., Hashimoto K., Beloglazov S. Isotope exchange capacity on Li₄SiO₄ and comparison of tritium inventory in various solid breeder blankets // J. Nucl.Sci.Tech. -2001. - Vol.38, №11. - P.944-951.

35. Kudo H., Okuno K. Tritium behavior in blanket system // J. Nucl. Mater. - 1988. – Vol. 155-157. - P. 524-529.

36. Hashimoto K., Nishikawa M., Nakashima N., Beloglazov S.,.Enoeda M. Tritium inventory in Li₂TiO₃ blanket // Fus. Eng. Des. – 2002. - V.61-62. - P. 375-381.

37. Hoshino T., Dokiya M., Terai T., Takahashi Y., Yamawaki M. Non-stoichiometry and its effect on thermal properties of Li₂TiO₃ // Fus. Eng. Des. – 2002. - Vol. 61-62. - P. 353-360.

38. Abou-Sena A., Ying A., Abdou M. Effective thermal conductivity of lithium ceramic pebble beds for fusion blankets: A Review // Fus. Sci. Tech. – 2005. - Vol. 45, №4. – P. 1094-1100.

39. Hatano T., Enoeda M., Susuki S., Kosaku Y., Akiba M. Effective thermal conductivity of a Li₂TiO₃ pebble bed for a DEMO blanket // Amer. Nucl. Soc. 15th topical meeting Technology of fussion energy, nov. 17-21, 2002 – Washington. D.C., - P. 1-9.

40. Tsuchiya К., Kawamura H., Fuchinoue K., Sawada H., Watarumi K. Fabrication development and preliminary characterization of Li₂TiO₃ pebbles by wet process // J. Nucl. Mater. – 1998. - Vol. 258-263. - P. 1895-1990.

41. Tsuchiya K., Nakamichi M., Nagao Y., Fujita J., Sagawa H., Тanaka S., Kawamura H. Integrated experiment of blanket in-pile mockup with Li₂TiO₃ pebbles // Fus. Eng. Des. – 2000. № 51-52. – P. 887-892.

42. Tsuchiya K., Kawamura H. Characterization of TiO2 - Li2TiO3 // Techn. Fus. Energ. - 2001. - Vol. 39, №2. – P624 – 628.

43. Tsuchia K., Kikukawa A., Yamaki D., Nakamichi M., Enoeda M., Kawamura H. In-situ tritium behavior from Li₂TiO₃ pebble-bed // Fus. Eng. Des. – 2001. №58-59. - P. 679-682.

44. Tsuchia K., Nakamichi M., Nagao Y., Enoeda M., Osaki T., Tanaka S., Kawamura H. In-situ recovery experiments of blanket in-pile mockup with Li₂TiO₃ pebble bed in Japan // J. Nucl. Sci. Tech. – 2001 - Vol.38, №11. – P. 996-1003.

45. Tsuchia K., Nakamichi M., Kikukawa A., Nagao Y., Enoeda M., Osaki T., Loki K., Kawamura H. In-pile test of Li₂TiO₃ pebble bed with neutron pulse operation // J.Nucl.Mater. – 2002. - Vol. 307-311 - P. 817-822.

46. Tsuchiya K., Kikukawa A., Hoschino T., Nakamichi M., Yamada H., Yamaki D., Enoeda M., Ishitsuka E., Kawamura H., Ito H., Hayashi K. In situ tritium recovery behavior from L₂TiO₃ pebble bed under neutron pulse operation // J. Nucl. Mater. - 2004. - Vol. 329-33 (b) – P.1248-1251.

47. Tsuchiya К., Kawamura H. Fabrication and characterization of ⁶Li-enriched Li₂TiO₃ pebbles for a high Li-burnup irradiation test // JAEA-Technology. – 2006, №047. - P. 1–18.

48. Alvani C., Casadio S., Contini V., Di Bartolomeo A., Lulewicz J.D., Roux N. Li₂TiO₃ pebbles reprocessing, recovery of ⁶Li as Li₂CO₃ // J. Nucl. Mater. – 2002. - Vol. 307-311, P. 837-841.

49. Kapychev V., Tebus V., Frolov V. Influence of neutron irradiation on the strength characteristics of lithium ceramic pellets for fusion reactor blankets // J. Nucl. Mater. – 2002. №307-311. – P. 823-826.

50. Капышев В.К. Воздействие нейтронного облучения на прочностные свойства керамических литийсодержащих таблеток, предназначенных для бланкетов термоядерных реакторов // ВАНТ, сер. Термоядерный синтез. – 2001. - вып.1. - C. 51-57.

51. Kawamura H., Tsuchiba K, Nakamichi M., Fujita J., Sagawa H., Nagao Y., Gohar Y., Ikeajima Y., Saito T., Sakurai S., Hisa I., Kumahara H., Nemoto N. Tritium release behavior from lithium titanate pebbles at low irradiation temperature // Proceeding of the 20th Symposium on Fusion technology. - France, 1998. - P. 1289-1292.

52. Guggi D., Ihle H., Bruning D., Kurz U., Nasu S., Noda K., Tanifuji T. Diffusion of tritium in single crystal Li₂O // J. Nucl. Mater. – 1983. - Vol. 118. - P. 100.

53. Tanufuji T., Yamaki D., Jitsukawa S. Tritium release from neutron-irradiated Li₂O sintered pellets: isothermal annealing of tritium traps // J. Nucl. Mater. -2004. - Vol. – P. 1266-1269.

54. Пистунович В., Шаталов Г. Термоядерный реактор на основе токамака // Итоги науки и техники, сер. “Физика плазмы” – 1981. - Т.2. - C.138-189.

55. Пистунович В. Термоядерный реактор // Физическая энциклопедия, - 1998. - Т.5. – 342 c.

56. Альтовский И., Бесполуденнов С., Борисов А., и др. «Проект ДЕМО». – г. Москва: РНЦ Курчатовский институт, 1998. – 421 с.

57. Tanifuji T., Yamaki D., Nasu S., Noda K. Tritium release behavior from neutron-irradiated Li₂TiO₃ single crystal // J. Nucl. Mater. – 1998. - V. 258-263. - P. 543-548.

58. Raffray A.R., Cho S., Abdou M.A. Modeling of tritium transport in ceramic breeder single crystal // J. Nucl. Mater. – 1994. – Vol. 210. - P. 143-160.

59. Botter F., Mougin J., Rasneur B., Tistchenko S., Kopasz J. Mechanism of tritium release from lithium ceramics irradiated with neutrons // 16th Symp. on Fusion Technology. – Chile, 1990.- С. 23-27.

60. Werle H., Abassin.J., Briec M., Clemmer R., Elbel H., Hafner H., Masson M., Sciers P., Wedemeyer H. The LISA1 experiment: in-situ tritium release investigations // J. Nucl. Mater. -1986. – Vol. 141-143. – P. 321-326.

61. Kurasawa T., Watanabe H., Roth E., Vollath D. In-pile tritium release behavior from lithium aluminate and lithium orthosilicate of the VOM-23 experiment // J. Nucl. Mater. – 1988. – Vol. 155 157. – P. 544-548.

62. Ohno H., Konishi S., Nagasaki T., Kurasawa T., Watanabe H. Correlation behavior of lithium and tritium in some solid breeder materials // J. Nucl. Mater. – 1985. – Vol. 133-134. –P. 181-185.

63. Noda K., Ishii Y., Matsui H., Ohno H., Watanabe H. Irradiation damage in solid breeder materials // J. Nucl. Mater. – 1988. – Vol. 155-157. – P. 568-571.

64. Kudo H. Interaction of OT- with Li+ during tritium diffusion in lithium-containing oxide crystals irradiated with neutrons // Radiochim. Acta. – 1990. – Vol. 50 P. 71-74.

65. Shluger A., Itoh N., Noda K. Mechanisms of tritium diffusion in Li₂O: quantum-chemical simulation // J. Phys.: Condens. Matter. – 1991. – Vol. 3. – P. 9895-9906.

66. Moriyama H., Okada A., Asaoka Y., Ito Y. The interactions of tritium with irradiation defects in solid breeder materials // J. Nucl. Mater. – 1991. – Vol. 179-181. - P. 839-842.

67. Tam S., Karr B. Issues of tritium release mechanism // Proceedings of the International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions. - 1991. – P. 22-23.

68. Kopasz J.P., Tam S.W.,. Johnson C.E. Modeling of tritium behavior in ceramic breeder materials // J. Nucl. Mater. – 1988. - Vol. 155-157. - P. 500-506.

69. Kopasz J.P., Tam S.W., Verrall R.A. Modeling unusual tritium release behavior from Li₂O // Fus. Tech. – Vol. 15. - P. 1217-1222.

70. Federici G., Raffray A. Abdou M. MISTRAL: comprehensive model for tritium transport in lithium-base ceramics, part I: theory and description of model capabilities // J. Nucl. Mater. – 1990. – Vol. 173. – P. 185-213.

71. Federici G., Raffray A., Abdou M. MISTRAL: a comprehensive model for tritium transport in lithium-base ceramics, part II: comparison of model predictions with experimental results // J. Nucl. Mater. – 1990. - Vol. 173. - P 214-228.

72. Billone M.C., Lin C.C., Attaya H., Gohar Y. Tritium retention and release analysis for the U.S.-ITER driver blanket // Fus. Tech. – 1991. - Vol. 19. – P. 976-983.

73. Billone M.C., Attaya H., Kopasz J.P. Modeling of tritium behavior in Li₂O // Argonne National Laboratory Rep. – 1992. – P. 354-368, ANL/FPP/TM-260.

74. Billone M., Dienst W., Flament T., Lorenzetto P., Noda K., Roux N. ITER solid breed. blanket materials database // Argonne National Laboratory Rep. – 1993. - P. 421-510.

75. Federici G., Raffray A., Billone M., Wu C., Cho S., Abdou M. An assessment of models for tritium release from ceramic breeders for blanket analysis applications // J. Nucl. Mater. – 1994. - Vol. 212-215. – P. 1003-1009.

76. Billone M.C., Federici G., Raffray A.R., Tanaka S. Progress in tritium retention and release modelling for ceramic breeders // Fus. Eng. Des. – 1995. - Vol. 28. – P. 240-251.

77. Billone M.C. TIARA analysis of tritium inventory in Li₂O // Fus. Eng. Des. – 1995. - Vol. 28. – P. 313-318.

78. Yamaki D., Tanaka S., Yamawaki M. Modeling of the surface reaction of tritium release from lithium ceramics // J. Nucl. Mater. – 1994. - Vol. 212-1, pt B. - P. 917-922.

79. Tanaka S., Yamaki D., Yamawaki M. Modelling of surface reaction in tritium release from lithium ceramics and its comparison with transient experiments // Fus. Eng. Des. – 1995. - Vol. 28. – P. 286-290.

80. Avila R., Pena L., Padilla-Campos L., Jimenez J. The release of tritium from neutron irradiated Li₂TiO₃ pebbles // XIII Simp. Chil. de F´ısica, Con.ci´on. - 2002. – P. 31-34.

81. Avila R. Diffusion kinetic parameters from bulk diffusion limited gas release processes // Jap. J. Appl. Phys. – 2004. – Vol. 43. -P. 7205-7206.

82. Avila R. System response deconvolution and desorption model fitting to the tritium release from neutron irradiated Li ceramics // Nucleotecnica: Nucl. Sci. Tech. – 2005. - Vol. 24, № 38. – P. 13-20.

83. Oyaidzu M, Morimoto Y, Sasaki M, Kimura H, Munakata K, Nishikawa M, Kawamoto K, Okada M, Okuno K. ESR Study on Annihilation Process of Radiation Defects Induced in Solid Tritium // Breeding Materials by Neutron Irradiation. – 2004. - Vol. 108. – P. 42-45.

84. Abdou М.А., Wittenberg L.J., Maynard C.W. A fusion design study of nonmobille blankets with low lithium and tritium inventories // Nuc. Tech. – 1975. - Vol. 26. - P 400-419.

85. Cho, Raffray A., Abdou M. Modeling of tritium release from beryllium in fusion blanket applications // J. Nucl. Mater. – 1994. – Vol. 212-215. - P. 961-965.

86. Stagle O., Kurasawa T., Verrall R., Hollenberg G.W. In-situ tritium recovery from Li₂O and Li₂ZrO₃ irradiated in a fast neutron flux: BEATRIX-II, Phase I and II // Ceramic breeder blanket interactions workshop. – 1994. – P. 1896–1906.

87. Meyder R., Boccaccini L., Bekris N. Tritium analysis for the european HCPB TBM in ITER // Fus. Eng. – 2005. - P. 1-4.

88. Денисова Т., Максимова Л., Шеин И., Журавлёв Н., Сивцова О., Леонидова О., Бакланова И. Синтез и свойства фаз Li_2-xH_xMO₃ (M=Ti, Zr, Sn; 0≤x≥2) // Электронный журнал: Фазовые переходы, упорядоченные состояния и новые материал. - 2007.07.15. - C. 1-4.

89. Денисова Т. Водородзамещённые фазы на основе металлатов лития Li₂MO₃ (M=Ti, Zr, Sn) // Международный научный журнал «Альтернативная энергетика и экология АЭЭ». – 2007. - Т.47, №3. – C. 78-83.

90. Зайнуллина В.М., Жуков В.П., Денисова Т.А., Максимова Л.Г. Электронная структура и химическая связь в Li_2–xH_xTiO₃ (0 ≤ x ≤ 2) с моноклинной и кубической структурами // Ж. структурной химии. – 2003. – Т.44, № 2. – C. 210 – 215.

91. Shestakov V., Tazhibayeva I., Kawamura H., Kenzhin Y., Kulsartov T., Chikhray Y., Kolbaenkov A., Arinkin F., Gizatulin Sh., Chakrov P. In-pile assembles for investigation of tritium release from Li₂TiO₃ lithium ceramic // Fus. Sci. Tech. – 2005. - Vol.47. –P. 1084–1088.

92. Кенжин Е., Колбаенков А., Шестаков В., Чихрай Е., Кульсартов Т., Афанасьев С., Тажибаева И., Kawamura Н. Экспериментальные устройства для измерения выхода трития из Li₂TiO₃ – керамики в процессе реакторного облучения // Тез. Док. 2-го межд. Сем. «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». - Саров, 2004. - C. 184-185.

93. Chikhray Y., Shestakov V., Afanasyev S., Yelishenkov A., Kulsartov T., Kuykabayeva A., Kenzhin Ye., Tazhibayeva I., Beckman I.N., Kawamura H. “Post-irradiation exam of tritium release from long-term irradiated Li₂TiO₃ ceramics” // Thirteen International Conference Fusion Reactor Materials, - Nice, France. – 2007. –P. 27.

94. Куйкабаева А. Массо-перенос трития генерируемого в литиевой керамике при воздействии нейтронного облучения // Материалы Международного конгресса студентов и молодых ученых «Мир науки». - Алматы, КазНУ. - 2007. - С. 77.

95. Тажибаева И., Шестаков В., Кенжин Е., Чихрай Е., Кульсартов Т., Куйкабаева А., Бекман И., Чакров П., Гизатулин Ш., Kawamura H., Tsuchiya K. Наработка трития в литиевой керамике Li₂TiO₃ для бланкета термоядерного реактора // ВАНТ, Спец. выпуск 2008, вып.2, - С. 100-108.

96. Тажибаева И., Шестаков В., Кенжин Е., Чихрай Е., Кульсартов Т., Куйкабаева А., Бекман И., Чакров П., Гизатулин Ш., Kawamura H., Tsuchiya K. Наработка трития в литиевой керамике Li₂TiO₃ для бланкета термоядерного реактора // Тез. док. 3-й межд. Конф. «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». –г.Санкт Петербург. – 2007. - С. 126-128.

97. Тажибаева И., Кенжин Е., Чакров П., Аринкин Ф., Гизатулин Ш., Бекмухамбетов Е., Шестаков В., Чихрай Е., Кульсартов Т., Куйкабаева А., Kawamura H., Tshuchiya K. Использование реактора ВВР-К для длительных радиационных испытаний литиевой керамики Li₂TiO₃ для бланкета ТЯР // ВАНТ, Серия Термоядерный синтез. – 2007. - Вып.2. - С. 3-10.

98. Chikhray Y., Shestakov V., Kulsartov T., Tazhibayeva I., Kawamura H., Kuykabayeva A. Measurement System for In-pile Tritium Monitoring from Li₂TiO₃ Ceramics at WWRK // J. Nuclear Materials 367-370. – 2007, - P. 1028-1032.

99. Бекман И., Тажибаева И., Куйкабаева А. Кинетика и механизм выделения трития из титаната лития в процессе реакторного облучения //Вестник КазНУ. Серия физика – 2008. -№1 (25). – С. 101-102.

100. Куйкабаева А. Кинетика выделения трития в условиях реакторного облучения // Сборник трудов 5 – ой Международной научной конференции «Современные достижение физики и фундаментальное физическое образование». - Алматы, КазНУ. -2007. - С. 26–27.

101. Бекман И. Феноменологическая теория эманационного метода // Деп. ВИНИТИ (Вестник МГУ: химия) 7.03.1984. N1340-84, С. 1 - 101

102. Beckman I., Shviryaev A., Balek V. Use of computing programmes for evaluating results of diffusion experiments // Synthetic polymeric membranes (Eds.B.Sedlacek, J.Kohovec). - 1987, Walter de Gueyter, Berlin-New-York, printed in Germany, С. 363-375.

103. Zheleznov A., Beckman I., Balek V. Theory of emanation thermal analysis. 8. Influence of sample-labelling conditions on the thermostimulated gas release // Thermochim. Acta. – 1989. – Vol. 143. – P. 27-35.

104. Бекман И., Тажибаева И., Куйкабаева А., Бунцева И. Математическое моделирование процессов выгорания, генерации и выделения трития в условиях реакторного облучения // Вестник КазНУ. Серия физика – 2008. -№1 (25). – С. 109-117.

БЛАГОДАРНОСТИ

Автор выражает благодарность Бунцевой И.М., СНС кафедры радиохимии МГУ им. Ломоносова за помощь в проведении расчётов и предоставлении программ, коллективу лаборатории «Конструкционных материалов ядерных энергетических установок» НИИЭТФ КазНУ за помощь в проведении экспериментов и лаборатории исследования физико-механических свойств материалов ИЯФ НЯЦ РК за предоставление результатов измерений физико-механических свойств образцов керамики.

CURRICULUM VITAЕ

Куйкабаева Айжан Амангалиевна

Год и место рождения: 6 ноября 1982 года, Семипалатинская область, Абайский район.
Национальность: казашка.
Семейное положение: замужем.
В 1988 году поступила в среднюю школу им. Т. Ысмайлова, Семипалатинская обл., Абралинский район, с. Танат, которую окончила в 1997 году.
В 1997 году поступила в Областную женскую гимназию, г. Семипалатинск, которую окончила в 1999 году.
С 1999 по 2003 - студентка физико – математического факультета Семипалатинского Государственного Университета им. Шакарима. Г. Семипалатинск. Специальность «0302 – физика - информатика».
С 2003 по 2005 – магистрантка кафедры ядерной физики физического факультета КазНУ им. аль – Фараби, г. Алматы.
В 2005 г. после защиты магистерской диссертации на тему: «Стеклокерамические покрытия для использования в ТЯР» присвоена академическая степень магистра «физики». (Ядерная физика).
С 01.09.05 по настоящее время – PhD докторант кафедры ядерной физики физического факультета КазНУ им.аль – Фараби.
В период обучения в докторантуре опубликовано 16 научных работ в отечественных и зарубежных научных журналах, из них 6 статей и 10 тезисов докладов на республиканских и международных конференциях.

СПИСОК ОПУБЛИКОВАННЫХ РАБОТ

1. Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Кенжин Е.А., Чихрай Е.В., Кульсартов Т.В., Чакров П.В., Гизатулин Ш.Х., Бекмухамбетов А.О., Куйкабаева А., Kawamura H., Tsuchiya K.. Использование реактора ВВР-К для длительных радиационных испытаний литиевой керамики _Li2TiO3 для бланкета ТЯР // Тезисы докладов Международной научной конференции «Исследовательские реакторы в 21 веке». -Москва, НИКИЭТ. -2006, -С.98-99.

2. Тажибаева И., Кенжин Е., Чакров П., Аринкин Ф., Гизатулин Ш., Бекмухамбетов Е., Шестаков В., Чихрай Е., Кульсартов Т., Куйкабаева А., Kawamura H., Tsuchiya K. Использование реактора ВВР-К для длительных радиационных испытаний литиевой керамики Li₂TiO₃ для бланкета ТЯР // ВАНТ, Серия Термоядерный синтез. – 2007. - Вып.2. -С.3-10.

3. Tsuchia K., Kawamura H., Tazhibayeva I., Shestakov V., Maksimkin O., Chakrov P., Gizatullin Sh., Kenzhin E.. Chikhray E., Kulsartov T., Kuykabaeva A. High Lithium Burn-up Test of Tritium Breeder for DEMO Solid Breeding Blanket Under the ISTC Project // Book of abstract of International conference “Nuclear Power Engineering of the republic of Kazakhstan”, Курчатов, 2007. -Р.46.

4. Куйкабаева А.А., Тажибаева И.Л., Шестаков В.П., Кенжин Е.А., Чихрай Е.В., Кульсартов Т.В., Бекман И.Н., Максимкин О.П., Гизатулин Ш.Х., Kawamura H., Tsuchiya K.. Наработка трития в литиевой керамике Li₂TiO₃ для бланкета термоядерного реактора // Тезисы докладов 3-й международной конференции «Взаимодействие изотопов водорода с конструкционными материалами». –г.Санкт Петербург. - 2007, -С.126-128.

5. Tazhibayeva I., Chikhray Y., Shestakov V., Kulsartov T., Kuykabaeva A., Kawamura H. Measurement System for In-pile Tritium Monitoring from Li₂TiO₃ Ceramics at WWRK // J. Nuclear Materials 367-370. – 2007, -P.1028-1032.

6. Куйкабаева А.А. Массо-перенос трития генерируемого в литиевой керамике при воздействии нейтронного облучения //Материалы Международного конгресса студентов и молодых ученых «Мир науки». - Алматы, КазНУ. -2007. -С.77.

7. Куйкабаева А. Кинетика выделения трития в условиях реакторного облучения // Сборник трудов 5 – ой Международной научной конференции «Современные достижение физики и фундаментальное физическое образование». - Алматы, КазНУ. -2007. -С.26–27.

8. Тажибаева И., Кульсартов Т., Кенжин Е., Максимкин О., Доронина Т., Сильнягина Н., Турубарова Л., Цай К., Желтов Д., Каширский В., Чихрай Е., Шестаков В., Куйкабаева А., Kawamura H., Tsuchiya K. Структура, состав и свойства облученной в реакторе ВВР-К литиевой керамики и Li₂TiO₃ + 5% мол. TiO₂ для твердотельного керамического бланкета термоядерного реактора // ВАНТ, Серия Термоядерный синтез. – 2008. -Вып.1. -С.3-12. 9.

9. Бекман И.Н., Тәжібаева И.Л., Құйкабаева А.А. Ұзақ реакторлық сәулелендірілудің термоядролық реактор бланкетіне арналған Li2TiO3 литий керамикасында тритийдің пайда болуы мен бөлінуіне әсері // ҚР ҰҒА хабарлары, физика – математика сериясы, - 2007. -№. - 100–105 бет.

10. Куйкабаева А.А. Математическое моделирование процесса выделения трития из Li₂TiO₃ в условиях реакторного облучения по модели сферического зерна // Материалы Международного конгресса студентов и молодых ученых «Мир науки». - Алматы, КазНУ. -2008. -С.73.

11. Куйкабаева А.А. Моделирование процесса выделения трития из титаната лития в условиях реакторного облучения // Материалы XV Международной конференции студентов, аспирантов и молодых ученых «Ломоносов». – Москва, МГУ им. М.В. Ломоносова. -2008. -С. 556.

12. Бекман И.Н., Тажибаева И.Л., Куйкабаева А.А. Кинетика и механизм выделения трития из титаната лития в процессе реакторного облучения // Вестник КазНУ. Серия физика – 2008. -№1 (25). – С101-102.

13. Chikhray Y., Shestakov V., Afanasyev S., Yelishenkov A., Kulsartov T., Kuykabayeba A., Kenzhin Ye, Tazhibayeva I., Beckman I., Kawamura H., Tsuchiya K. “Post-irradiation exam of tritium release from long-term irradiated Li₂TiO₃ ceramics” // Thirteen International Conference Fusion Reactor Materials, - Nice, France. – 2007. –P.27.

14. Chikhray Y., Shestakov V., Maksimkin O., Turubarova L., Osipov L., Kulsartov T., Kuykabayeva A., Tazhibayeva I., Kawamura H., Tshuchiya K. Study of Li₂TiO₃+5mol% TiO₂ lithium ceramics after long-term neutron irradiation // Thirteen International Conference Fusion Reactor Materials, -Nice, France. – 2007. –P.27.

15. Бекман И.Н., Тажибаева И.Л., Куйкабаева А.А., Бунцева И.М. Математическое моделирование процессов выгорания, генерации и выделения трития в условиях реакторного облучения // Вестник КазНУ. Серия физика – 2008. -№1 (25). – С.109-117.