Скаков М.К.


Учёная степень: степень не известна

Должность: должность не известна

Номер телефона: номер телефона неизвестен

Email: не указан

Число статей: 25

Статьи автора:


Роль имитационного стенда с плазменно-пучковой установкой в исследованиях плазменно-поверхностного взаимодействия

Авторы: Туленбергенов Т.Р.,, Скаков М.К., Миниязов А.Ж., Соколов И.А., Кайырды Г.К.

Ключевые слова: термоядерные реакторы, конструкционные материалы,, вольфрам

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

Загрузить PDF
В соответствии с целью программы обеспечения эффективности научных исследований на установке КТМ в 2008 году на базе филиала ИАЭ РГП НЯЦ РК был создан экспериментальный испытательный имитационный стенд с плазменно-пучковой установкой, роль которого обусловлена испытанием образцов малых размеров из перспективных конструкционных материалов и наладке диагностического оборудования термоядерных реакторов. Установка ориентирована на универсальность и возможность быстрой переналадки для решения различных специализированных задач, а также имеет широкие возможности и позволяет проводить испытание материалов в условиях комплексного воздействия на них как плазменного потока, так и мощной тепловой нагрузки.

Расчетные оценки энерговыделения и скоростей наработки 3H, 4He в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М

Авторы: Скаков М.К., Кульсартов Т.В., Понкратов Ю.В., Прозорова И.В., Тажибаева И.Л., Кульсартов Т.В.

Ключевые слова: облучение, ИВГ 1.M, литий, реактор, КПС

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

Загрузить PDF
В статье приведены результаты расчетов выбора основных параметров ампульного устройства для облучения образцов литиевой КПС; по оценке энерговыделения и скоростей наработки трития и гелия в литиевой КПС при ее облучении на реакторе ИВГ.1М. Актуальность работы обусловлена перспективами использования лития в будущих ТЯР в качестве плазмообращенного материала. Данная работа будет способствовать продвижению литиевых технологий с использованием КПС в современных токамаках и направлена на развитие основ проектирования демонстрационных и коммерческих источников термоядерной энергии будущего. Работа выполнена при поддержке Международного научно-технического центра (Грант № К-2204). Проект «Реакторные испытания литиевых КПС».

Реакторные испытания водоохлаждаемых технологических каналов с топливом низкого обогащения в рамках конверсии исследовательского реактора ИВГ.1М

Авторы: Скаков М.К., Вурим А.Д., Гныря В.С., Азимханов А.С., Колбаенков А.Н., Дербышев И.К., Нуржанов Е.Б.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, исследовательские реакторы, низкообогащенное топливо

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

Загрузить PDF
На исследовательском реакторе ИВГ.1М проводятся реакторные испытания экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным урановым топливом с целью определения соответствия каналов предъявляемым техническим требованиям и получения экспериментальных данных, необходимых для принятия решения об изготовлении партии штатных каналов и комплектации ими активной зоны реактора по результатам испытаний и исследований. В данной статье приведены результаты сравнительной оценки технологических параметров (расход, давление, температура) во время проведения реакторных испытаний экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным урановым топливом и результаты расчета выгорания U235 в экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналах с низкообогащенным урановым топливом по реализованным пускам исследовательского реактора ИВГ.1М.

Экспериментальные исследования в поддержку безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

Авторы: Скаков М.К., Батырбеков Э.Г., Витюк В.А., Пахниц А.В., Вурим А.Д., Бакланов В.В., Камияма К., Мацуба К.

Ключевые слова: ИГР, реактор на быстрых нейтронах, тяжелая авария, экспериментальная программа

Организация в которой написана статья: РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»

Загрузить PDF
В настоящее время проводится большой объем научно-исследовательских работ в обоснование новых проектов по безопасности ядерного реактора, в которых особое внимание уделяется запроектным авариям, несмотря на тот факт, что применяемые технические решения сокращают вероятность возникновения таких аварий. Для изучения параметров тяжелой аварии и разработки мер ликвидации ее последствий требуется экспериментальная база, которая позволяет моделировать аварийную ситуацию максимально близко к реальным условиям. Национальный ядерный центр (НЯЦ) – лидирующая исследовательская организация в атомной сфере в Республике Казахстан – обладает такой экспериментальной базой, обеспечивая научную и техническую поддержку мирному использованию ядерной энергии, проводя исследования, направленные на усиление безопасности ядерного реактора [1]. В данной статье представлены концепция и основные результаты исследований, проводимых на экспериментальной базе НЯЦ в обоснование безопасности ядерных реакторов, в сотрудничестве с JAEA (Японское агент¬ст¬во по атомной энергии), которое является главным иностранным партнером в данной сфере, а также текущие планы по реализации новой программы экспериментов.

О проекте создания Казахстанского материаловедческого токамака КТМ

Авторы: Скаков М.К., Батырбеков Э.Г., Байжан Д.Р., Тажибаева И.Л., Зарва Д.Б., Павлов В.М.

Ключевые слова: Токамак, КТМ

Организация в которой написана статья: РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»

Загрузить PDF
В работе представлен краткий обзор состояния современной энергетики и ее влияние на глобальную экологию. Освещены основные преимущества термоядерной энергетики как потенциального выхода из складывающейся ситуации энергетического кризиса в будущем. Приведен обзор установки КТМ, призванной решить проблему полномасштабного исследования материалов, из которых планируется изготовление внутрикамерных элементов, обращенных к плазме, в термоядерных реакторах будущего. На примере системы импульсного электроснабжения освещена проблема разработки, внедрения и ввода в эксплуатацию основных технологических систем установок типа токамак. 

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».

Исследование материала, полученного на основе кремния и углерода методом искроплазменного спекания

Авторы: Скаков М.К., Кожахметов Е.А., Бакланов В.В., Курбанбеков Ш.Р., Мухамедова Н.М.

Ключевые слова: кремний, керамика, метод искроплазменного спекания

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

Загрузить PDF
В настоящей работе исследованы экспериментальные образцы материала, полученного на основе кремния и углерода, состоящие из сырьевых компонентов с соответствующими технологическими требованиями по изготовлению опытных образцов. Исследуемые образцы были получены методом искроплазменного спекания, являющимся перспективным в настоящее время. Расчетным путем определен состав шихты, используемый для спекания, который составил 75 масс.% кремния и 25 масс.% графита (углеродистая основа). Установлено что при температуре 1200 °С плотность составляет 2,4 г/см3 , а при температуре 1300 °С – 2,5 г/см3 . При проведении рентгенофазового анализа выявлены основные фазы материала, которые соответствуют фазам взятого за прототип материала.

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.

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.

Получение ZrO2 покрытий на поверхности стали 12Х18Н10Т методом механического сплавления

Авторы: Скаков М.К., Сагдолдина Ж.Б., Сагдолдина Ж.Б., Степанова О.А.

Ключевые слова: 12Х18Н10Т, формирование керамических покрытий диоксида циркония, адгезионная связь между покрытием и подложкой

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

Загрузить PDF
В данной статье исследовано формирование керамических покрытий диоксида циркония ZrO2 на поверхности стали 12Х18Н10Т после механического сплавления. Изучение морфологии поверхности покрытий показало коалесценцию деформированных частиц покрытий с образованием субзерен, и этот процесс является более выраженным из-за различия твердости оксида циркония и стали. Предположено, что адгезионная связь между покрытием и подложкой обеспечивается за счет деформационного сваривания порошка на поверхности подложки. Диффузионное перемешивание компонентов покрытие/подложка с образованием новых соединений и фазовых превращений методом рентгенофазного анализа не было обнаружено. Выявлено, что относительная концентрация компонентов покрытий практически постоянна в основной части покрытий и изменяется лишь близи поверхности и на границе раздела покрытие/подложка, что свидетельствует о однородности покрытий.

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.

Механическое сплавление порошковой смеси Ti-Al на поверхности титана ВТ1-0

Авторы: Скаков М.К., Сагдолдина Ж.Б., Сагдолдина Ж.Б., Виелеба В.

Ключевые слова: адгезионная связь между покрытием и подложкой, Ti-Al, интерметаллидные соединения

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

Загрузить PDF
В данной статье приведены результаты исследования формирования Ti-Al покрытий на поверхности титана методом механического сплавления. Показано, что в процессе формирования покрытий частицы титана обволакиваются пластичными составляющими смеси алюминием, и выстраивается в композицию покрытий. Под действием ударов шаров внутренняя структура компонентов покрытий эффективно вымешивается, в результате формируется плотное и прочное покрытие. Исследование границы подложка-покрытие показало практическое отсутствие следов диффузии покрытий в подложку. Показано, что при отжиге покрытий в интервале температур 600-900 °C за счет ускорения процессов диффузии были образованы интерметаллидные соединения системы Ti-Al. Для ускорения процесса образования интерметаллидов Ti-Al в процессе МС на поверхности подложки нужно использовать термический отжиг в качестве комплексной обработки поверхности образца. Результаты сравнительной оценки адгезионной прочности показали, что значительное улучшение наблюдается после отжига 900 °C. Улучшение адгезии после отжига может быть связано с диффузионными процессами, которые могут облегчать структурную релаксацию после процесса деформационного перемешивания.

Исследование парообразования и перегрева пара в тонкостенных теплообменных трубках

Авторы: Батырбеков Э.Г., Скаков М.К., Котов В.М., Виелеба В.К., Сураев А.С.

Ключевые слова: повышение кпд АЭС, тонкостенные теплообменные трубки в теплообменниках реактора

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

Загрузить PDF
Работа посвящена исследованию возможности повышения кпд АЭС с газоохлаждаемым реактором за счет использования тонкостенных теплообменных трубок в теплообменниках реактора. Однако интенсивное парообразование, а также тройной перегрев пара в пароперегревателях предъявляют особые требования к прочностным характеристикам трубного пучка.

Система тренинга экспертов по идентификации неизвестных топливных деталей исследовательских реакторов, как инструмент противодействия незаконному обороту ядерных материалов

Авторы: Скаков М.К., Чернядьев В.В., Горин Н.В., Стародумова И.Г., Корнеев А.А., Липилина Е.Н., Чуриков Ю.И., Шмаков Д.В., Волошин Н.П., Простаков В.И.

Ключевые слова: противодействие незаконному обороту ядерных материалов, идентификация, тренинг

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

Загрузить PDF
Предложено создать инструмент противодействия незаконному обороту ядерных материалов для правоохранительных органов и международных организаций в виде системы обучения экспертов способам идентификации неизвестных деталей, в отношении которых имеются подозрения, что они являются топливными деталями активных зон исследовательских реакторов и, следовательно, могут содержать ядерный материал высокого обогащения. В основу системы должна быть заложена база данных по характеристикам всех исследовательских реакторов в мире, в том числе по характеристикам их топливных деталей, и в этом случае, по результатам измерений размеров неизвестной детали, плотности ядерного материала, обогащения, элементного состава можно будет идентифицировать реактор, которому может принадлежать деталь. Сформулированы требования к компьютеру для установки базы данных и показано, что вполне достаточно современной существующей офисной техники. Показан алгоритм действий эксперта при идентификации неизвестной детали.

Исследование взаимодействия прототипа кориума с конструкционной сталью SUS304 при моделировании тяжелой аварии на АЭС

Авторы: Скаков М.К., Миниязов А.Ж., Коянбаев Е.Т., Кукушкин И.М., Сапатаев Е.Е., Кожахметов Е.А., Бакланов В.В., Зуев В.А.

Ключевые слова: конструкционная сталь, SUS304, моделирование тяжелой аварии на АЭС

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

Загрузить PDF
Представленная работа содержит результаты, полученные в процессе решения задачи по исследованию свойств затвердевшего расплава материалов активной зоны (кориум) легководного реактора при тяжелых авариях, в частности в работе описываются результаты взаимодействия кориума с конструкционной сталью SUS304 и проводится анализ полученных данных. В результате проведенной работы изучена микроструктура и определены элементный состав затвердевшего прототипа кориума и изучен характер взаимодействия кориума с конструкционной сталью реактора марки SUS304 в условиях моделирования тяжелой аварий на АЭС.

Исследование материала, полученного на основе системы SiO2+C

Авторы: Скаков М.К., Бакланов В.В., Курбанбеков Ш.Р., Мухамедова Н.М., Жамбаева М.К.

Ключевые слова: исследования силицированного графита, природное сырье (техническая сажа, кварц)

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

Загрузить PDF
Настоящая работа посвящена вопросам исследования силицированного графита, полученного методом порошковой металлургии. Подтверждено, что наиболее дешевым и перспективным материалом для изготовления силицированного графита является природное сырье (техническая сажа, кварц). В работе проведены исследования физико-механических свойств и структурно-фазового состояния опытных образцов силицированного графита, а также представлен материал-прототип для проведения сравнительного анализа.

Исследование распухания и коррозии материала чехла отработавших ТВС РУ БН-350

Авторы: Скаков М.К., Коянбаев Е.Т., Кожахметов Е.А., Бакланов В.В., Курбанбеков Ш.Р., Яковлев В.И., Ситников А.А.

Ключевые слова: БН-350, 12Х18Н10Т, ТВС, состояние поверхности чехлов, распухание и коррозия внутренней и внешней сторон образцов в зависимости от расстояния до центра активной зоны

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

Загрузить PDF
Исследовано состояние поверхности чехлов тепловыделяющих сборок (ТВС) после длительной эксплуатации в реакторе БН-350 и хранения в бассейне выдержки. Материалом для изготовления чехла ТВС служит аустенитная сталь 12Х18Н10Т. Получены данные по распуханию и коррозии внутренней и внешней сторон образцов в зависимости от расстояния до центра активной зоны. Показано, что основными факторами, приводящими к изменению структуры и охрупчиванию материала, являются радиационное распухание и коррозионное растрескивание высокооблученного реакторного материала.

Особенности структуры и механических свойств чехлов отработавшей экранной сборки реактора БН-350

Авторы: Скаков М.К., Миниязов А.Ж., Кожахметов Е.А., Коянбаев Е.Т., Сапатаев Е.Е., Бакланов В.В., Яковлев В.И., Ситников А.А.

Ключевые слова: 12Х18Н10Т, ТВС, изменения микроструктуры и механических свойств нержавеющей аустенитной стали

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

Загрузить PDF
В данной работе, исследованы изменения микроструктуры и механических свойств нержавеющей аустенитной стали марки 12Х18Н10Т, материала шестигранного чехла отработавшей экранной тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора на быстрых нейтронах БН-350 после хранения в бассейне выдержки. Материал облучен до повреждающей дозы 12 сна. Определены, особенности структуры материала стенки чехла отработавшей ТВС, в том числе обнаружено различие в структуре материала чехла по толщине стенки. Также в результате исследования микроструктуры установлено, что в основной структуре материала стенки чехла присутствуют неметаллические включения, а также мелкодисперсные выделения сферической формы с размерами ~1,2 мкм. Исследования механических свойств материала подтверждают данные об упрочнении и снижении пластичности в результате облучения.

Влияние плазмы на вольфрам и молибден как на кандидатные материалы термоядерного реактора

Авторы: Скаков М.К., Соколов И.А., Туленбергенов Т.Р., Рахадилов Б.К.

Ключевые слова: термоядерные реакторы, вольфрам, молибден, характеристики плазменно-пучкового разряда в среде водорода

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

Загрузить PDF
В статье представлены результаты экспериментальных исследований взаимодействия гелиевой, дейтериевой и водородной плазмы с кандидатными материалами дивертора ТЯР на имитационном стенде с плазменнопучковой установкой. Исследованы характеристики плазменно-пучкового разряда в среде водорода, при котором режимы плазменного воздействия обеспечивают наиболее приближённые характеристики плазмы токамака. Для исследования структуры, определения элементного состава образцов вольфрама, молибдена и их физикомеханических свойств, а также для изучения характера разрушения облученных слоев материалов использованы методы рентгеноструктурного фазового анализа, просвечивающей электронной микроскопии, сканирующей электронной микроскопии, оптико-эмиссионной спектроскопии.

Изменения микроструктуры и механических свойств аустенитной стали 08Х18Н10Т, облученной нейтронами

Авторы: Максимкин О.П., Скаков М.К., Коянбаев Е.Т., Дерявко И.И., Бакланов В.В., Курбанбеков Ш.Р.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, реактор, 08Х18Н10Т, аустенитная сталь

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

Загрузить PDF
Изучено влияние нейтронного облучения на аустенитную нержавеющую сталь 08Х18Н10Т, из которой были изготовлены образцы-свидетели материала корпуса исследовательского реактора ИВГ.1М. Выбранные для исследований образцы находились с 1975 года в ячейке бериллиевого вытеснителя реактора на двух различных высотах, и к моменту выгрузки их расчетные дозы облучения быстрыми нейтронами составили 0,4·1019 н/см2 и 4,3·1019 н/см2 . В результате комплексного материаловедческого исследования были установлены эффекты изменения прочности, пластичности, микротвердости и микроструктуры этой стали.

Конверсия исследовательского реактора ИВГ.1М

Авторы: Батырбеков Э.Г., Скаков М.К., Коянбаев Е.Т., Сапатаев Е.Е., Иркимбеков Р.А., Гановичев Д.А., Вурим А.Д., Бакланов В.В., Гныря В.С., Зуев В.А., Колодешников А.А.

Ключевые слова: ИВГ 1.M, высокообогащенное (ВОУ) топливо

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

Загрузить PDF
Использование высокообогащенного урана (ВОУ) в исследовательских реакторах (ИР) вызывает серьезную озабоченность мирового сообщества в связи с опасностью распространения ядерных материалов, пригодных для создания ядерного оружия. Современная политическая ситуация в мире характеризуется массой проблем, одной из которых является терроризм, приобретающий все более организованный вид, обладающий мощной финансовой, кадровой и технической базой. В настоящее время эксперты практически единодушны во мнении, что для современного терроризма задача создания ядерных взрывных устройств простой конструкции не является неразрешимой при наличии делящихся материалов необходимого качества. 

Расчетный код моделирования динамики магнитных полей с учетом наведенных вихревых токов в установках типа токамак

Авторы: Скаков М.К., Садыков А.Д., Шаповалов Г.В., Садыкова М.С., Скаков М.К., Садыков А.Д., Шаповалов Г.В., Садыкова М.С.

Ключевые слова: Токамак, магнитное поле, численное моделирование

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

Загрузить PDF
В статье приведено описание кода моделирования динамики магнитных полей в токамаке. Моделирование основано на вычислении магнитного поля от внешних токов и численном решении уравнения цепей для наведенных вихревых токов для каждого временного шага. 

Расчетный код моделирования динамики магнитных полей с учетом наведенных вихревых токов в установках типа токамак

Авторы: Скаков М.К., Садыков А.Д., Шаповалов Г.В., Садыкова М.С., Скаков М.К., Садыков А.Д., Шаповалов Г.В., Садыкова М.С.

Ключевые слова: Токамак, магнитное поле, численное моделирование

Организация в которой написана статья: Государственный университет им. Шакарима

Загрузить PDF
В статье приведено описание кода моделирования динамики магнитных полей в токамаке. Моделирование основано на вычислении магнитного поля от внешних токов и численном решении уравнения цепей для наведенных вихревых токов для каждого временного шага.