Кукушкин И.М.


Учёная степень: степень не известна

Должность: должность не известна

Номер телефона: номер телефона неизвестен

Email: не указан

Число статей: 10

Статьи автора:


Идентификация изменений в структуре и фазовом составе поверхностного слоя вольфрама, произошедших в результате воздействия метановой плазмы

Авторы: Букина О.С., Кукушкин И.М., Букина О.С.

Ключевые слова: вольфрам, метановая плазма

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Актуальность работы обусловлена тем, что вольфрам выбран в качестве обращенного к плазме материала дивертора ТЯР. В связи с этим в Институте атомной энергии проводятся работы по получению и изучению карбидных покрытий на вольфраме. После экспериментов по воздействию метановой плазмы в условиях плазменно-пучковой установки проводится контроль фазового состава поверхностного слоя образцов. Рентгенофазовый анализ проводится в лаборатории испытаний конструкционных и топливных материалов. Определение фазового состава – типичная задача рентгенофазового анализа. Структурным трансформациям, происходящим при изменении фазового состава, могут предшествовать процессы преобразования кристаллической структуры самого вольфрама. Интерпретация результатов требует привлечения дополнительных сведений об анализируемых веществах. В статье рассмотрены вариации фазовых превращений при взаимодействии поверхности вольфрама с углеродом, проанализированы структурные характеристики вольфрама до и после воздействия метановой плазмы. Оговариваются особенности их измерения и расчета. Приводятся результаты расчета структурных параметров. Представленная методика является обоснованной с точки зрения физических основ современных методов исследования структурно-фазового состояния материалов. 

Некоторые аспекты методики рентгеноструктурного фазового анализа образцов на дифрактометре Empyrean

Авторы: Букина О.С., Кукушкин И.М., Семенина А.В., Букина О.С.

Ключевые слова: ИАЭ, рентгеновский дифрактометр

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
С 2015 года рентгеноструктурные исследования в Институте атомной энергии проводятся на современном рентгеновском дифрактометре «Empyrean» фирмы Panalytical. «Empyrean» – уникальный по своим возможностям рентгеновский дифрактометр с вертикально расположенным гониометром высокого разрешения, который сочетает возможности классического порошкового и исследовательского дифрактометра. Ряд работ по бюджетным программам, коммерческим и грантовым проектам включает в себя проведение рентгеноструктурных исследований. В каждой работе образцы имеют характерные особенности (геометрические размеры, толщина, радиоактивность материала и пр.), которые необходимо учитывать при съемке дифрактограмм. Важно обеспечить воспроизводимость дифрактограмм для нескольких образцов, простоту способа пробоподготовки, приемлемость для работы с точки зрения радиационной безопасности. Для обеспечения составляющих качества дифрактограмм, а также в целях экономии ресурса рентгеновской трубки необходимо стремиться к тому, чтобы получать необходимую информацию по минимальному количеству дифрактограмм. В статье представлена часть методики рентгенофазового анализа, которая успешно применяется при исследованиях конструкционных и топливных материалов.

Эволюция структуры и фазового состава облученной нейтронами стали 12Х18Н10Т ПОСЛЕ длительного изотермического отжига

Авторы: Миниязов А.Ж., Коянбаев Е.Т., Букина О.С., Кукушкин И.М., Сапатаев Е.Е., Кожахметов Е.А., Курбанбеков Ш.Р.

Ключевые слова: 12Х18Н10Т, изотермический отжиг

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В работе представлены результаты исследовании по выявлению и установлению возможных причин различий в структуре и свойствах образцов материала чехла ТВС, экранного типа реактора БН-350 в зависимости от температуры и длительности пост-радиационных испытаний. Установлено, что длительное старение образцов материала чехла ТВС реактора БН-350 до 5000 ч приводит к увеличению концентрации и размера выделений карбидов (типа Me23C6). Сделано предположение, что изменения в микроструктуре: размер зерна, концентрация вторичных выделений, вытеснение карбидов на границы зерен и скопление их на тройных стыках, происходит не только при увеличении температуры испытания в кратковременных промежутках (650–1050 °С изохорный отжиг), но и при длительном воздействий высоких температур (5000 ч, 400 °С, 600 °С, изотермически отжиг).

Результаты исследования взаимодействия имитатора расплава активной зоны BWR с нержавеющей сталью SUS 316L

Авторы: Скаков М.К., Кукушкин И.М., Кожахметов Е.А., Бакланов В.В., Гречаник А.Д.

Ключевые слова: нержавеющая сталь SUS 316L, активная зона, кориум

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В работе представлены краткое описание экспериментального стенда и основные результаты эксперимента, в котором моделировалось взаимодействие расплава активной зоны реактора типа BWR с внутрикорпусными материалами, в частности, с нержавеющей сталью SUS 316L. В результате проведенного эксперимента и постэкспериментальных исследований были получены данные о структуре и свойствах провзаимодействовавшей с кориумом стальной пластины. Полученные данные остро востребованы для создания методики извлечения и переработки реального расплава активной зоны аварийного реактора.

Рентгеноструктурные исследования графита реактора ИГР

Авторы: Скаков М.К., Букина О.С., Кукушкин И.М., Ситников А.А., Букина О.С., Яковлев В.И.

Ключевые слова: ИГР, уран, реактор, низкообогащенное (НОУ) топливо, высокообогащенное (ВОУ) топливо

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
На базе Национального ядерного центра Республики Казахстан предполагается проведение конверсии исследовательских реакторов на низкообогащенное (НОУ) топливо. Высокообогащенное урановое (ВОУ) топливо будет разбавлено до состояния, устойчивого к распространению ядерного оружия. Материаловедческие исследования проводились с целью определения свойств необлученного топлива высокого обогащения, имеющих значение для транспортировки топлива и его последующего разбавления. Необлученное ВОУ топливо реактора ИГР будет использоваться в разработке технологии разбавления топлива. Исследования НОУ топлива, проводились с целью получения информации о свойствах для сравнения со свойствами ВОУ топлива. Определение структурно-фазового состояния материала – один из ключевых пунктов в материаловедческих исследованиях материала топлива реактора ИГР. Литературный обзор выявил отсутствие нормативно-технической документации, регламентирующей требования к структурным характеристикам графита уран-графитового топлива и, соответственно, к использованию методов рентгеноструктурного анализа для определения структурных характеристик графитов. В работе представлены основные результаты материаловедческих исследований, акцент сделан на анализ рентгеноструктурных характеристик уран-графитового топлива. Доклад о результатах работы был представлен на VIII Международной конференции «Семипалатинский испытательный полигон: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала».

Разработка методики экспрессного полуколичественного рентгеноструктурного фазового анализа материала затвердевшего расплава во внереакторных экспериментах

Авторы: Скаков М.К., Коянбаев Е.Т., Букина О.С., Кукушкин И.М.

Ключевые слова: внереакторные эксперименты, рентгеноструктурный фазовый анализ материала, затвердевшый расплав

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В данной статье рассматривается проблема фазового состава материала затвердевшего расплава во внереакторных экспериментах. Тема статьи – разработка методики экспрессного полуколичественного рентгеноструктурного фазового анализа материала затвердевшего расплава во внереакторных экспериментах - представляется несомненно важной и актуальной в связи с концепцией развития урановой промышленности и атомной энергетики. В статье проанализированы классические методы рентгеноструктурного количественного фазового анализа поликристаллов, такие как метод подмешивания, гомологических пар, независимого эталона и др., оговаривается невозможность их применения для оценки содержания фаз в затвердевшем расплаве топлива. На основе применения отдельных элементов перечисленных методик в совокупности производится разработка методики экспрессного определения количества фаз в материалах. Представлена методика, обоснованная с точки зрения физических основ современных методов исследования структурно-фазового состояния материалов. Рассмотрены факторы, влияющие на корректность полуколичественного фазового анализа рентгеноструктурным методом. Показаны результаты апробации методики экспрессного полуколичественного рентгеноструктурного анализа на тест-объектах с заранее известным количественным составом, которые показали достаточно высокую точность определения количества фаз.

Температурные зависимости теплофизических свойств натурного и прототипного кориумов быстрого энергетического реактора

Авторы: Скаков М.К., Дерявко И.И., Кукушкин И.М., Вурим А.Д., Мухамедов Н.Е.

Ключевые слова: технология изготовления прототипного кориума, натурные и прототипные кориумы быстрого энергетического реактора

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Приведены методики и результаты изготовления образцов натурных и прототипных кориумов быстрого энергетического реактора, полученных в условиях, моделирующих тяжелую реакторную аварию с потерей теплоносителя. Представлена разработанная технология изготовления прототипного кориума на стенде высокотемпературных испытаний ВЧГ-135. Рассмотрены результаты изучения температурных зависимостей теплофизических характеристик натурных и прототипных кориумов.

Реализация метода высокотемпературного термического анализа на стенде ВЧГ-135 для определения температур плавления и затвердевания кориума

Авторы: Кукушкин И.М., Бакланов В.В., Барбатенков Р.К., Бакланова Ю.Ю.

Ключевые слова: кориум, стенд высокотемпературного индукционного нагрева ВЧГ-135, температура плавления и кристаллизации, многокомпонентные высокотемпературные сплавы

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Работа посвящена актуальной теме измерения температур плавления и кристаллизации многокомпонентных высокотемпературных сплавов материалов ядерного реактора (кориума). В работе продемонстрирована возможность проведения термического анализа на экспериментальном стенде высокотемпературного индукционного нагрева ВЧГ-135. Представлены методические основы и результат проведения калибровочных экспериментов при высоких температурах, на материалах с известной температурой плавления. Отражены подготовительные этапы проведения экспериментов, включая вопросы разработки и реализации экспериментальной измерительной сборки, где предложен ряд оригинальных технических решений. Полученные методические и экспериментальные результаты были использованы при подготовке и проведении крупномасштабных экспериментов по длительному удержанию расплава кориума в модели ловушки с облицовочными панелями из тугоплавких оксидных материалов, выполняемых на установке ЛАВА-Б. Совершенствование предложенного метода позволит распространить методику определения температур фазовых переходов для построения и уточнения температурных диаграмм состояния двух и более компонентных систем различной сложности.

Методика исследований взаимодействия имитатора расплава активной зоны с жаростойкими блоками из диоксида циркония

Авторы: Скаков М.К., Кукушкин И.М., Бакланов В.В., Гречаник А.Д., Ситников А.А.

Ключевые слова: активная зона, кориум, диоксид циркония, жаростойкие материалы

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
В работе представлены результаты по отработке процедуры постэкспериментальных исследований продукта взаимодействия кориума с жаростойкими материалами, описан процесс разбора ловушки, облицованной блоками из диоксида циркония, в которую сливался имитатор расплава активной зоны ядерного реактора (кориум). Также в работе продемонстрированы способы получения и представления данных, характеризующих результат взаимодействия кориума с жаростойкими блоками.

Влияние термоциклирования на теплофизические свойства кориума быстрого энергетического реактора

Авторы: Скаков М.К., Дерявко И.И., Кукушкин И.М., Мухамедов Н.Е.

Ключевые слова: термоциклирование, кориум, температуропроводность, удельная теплоемкость, теплопроводность, теплофизические свойства (ТФС)

Организация в которой написана статья: Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК

Загрузить PDF
Выполнен анализ результатов измерений теплофизических свойств (температуропроводности а, удельной теплоемкости ср и теплопроводности λ) у двух партий образцов натурного и прототипных кориумов быстрого энергетического реактора. Рассмотрены особенности измерений теплофизических свойств (ТФС) методом тепловой вспышки на дисковых образцах кориумов в установке УТФИ-2. Выявлено отсутствие закономерного влияния термоциклического воздействия, возникающего в образцах кориумов в процессе измерений ТФС, на результаты исследований температурных зависимостей теплофизических свойств кориумов в диапазоне температур от комнатной до примерно 400 °С.