В статье описаны экспериментальные работы, основанные на жидкосцинтилляционным методе определения концентрации ¹⁴С. Разработаны методические подходы радиоуглеродного анализа с применением системы для прокаливания и озоления проб Pyrolyser-6 Trio. Проведена оценка точности проведенных исследований посредством анализа сертифицированных стандартов радиоуглерода. В результате экспериментальных работ впервые получены количественные данные по содержанию ¹⁴С в почве испытательной площадки «Опытное поле» Семипалатинского испытательного полигона. На исследуемой территории выявлена неравномерность распределения концентрации радиоуглерода, наиболее высокое содержание которого зафиксировано непосредственно в эпицентрах мест проведения наземных ядерных испытаний.

В работе приведены результаты спектроскопических измерений плазменных разрядов на токамаке КТМ. Измерения проводились во время июньской кампании 2021 года, в ходе которой были получены плазменные разряды с током плазмы от 120 кА до 150 кА и длительностью ~250 мс.
В работе особое внимание уделено изучению элементного состава плазмы и проводится анализ примесей и путей их поступления. Примеси в плазме напрямую влияют на радиационные потери. Оптическая спектроскопия (ОС) является одним из основных методов исследования поступления примесей в плазму.
Для определения спектра излучения плазмы токамака КТМ использовался спектрометр Avaspec-ULS2048CLEVO-RS-BB. Временная эволюция линий водорода измерялась с помощью диагностики монитора Hα-Dα, снабженной узкополосными интерференционными фильтрами (FWHM 1 нм).
По измеренному спектру излучения было обнаружено, что в водородной плазме токамака КТМ кроме наличия рабочего газа, также имелись примеси углерода, кислорода, азота и аргона (C, O, N, Ar) в различных ионизационных состояниях.

В течение ближайших десятилетий возможно начало экспорта быстрых реакторов с замкнутым ядерным топливным циклом в страны, не обладающие ядерным оружием, что потребует усиления режима ядерного нераспространения и повышения эффективности гарантий МАГАТЭ. Этого можно достичь как созданием технических барьеров, так и совершенствованием системы учета и контроля ядерных материалов и обеспечением их надежной физической защитой. На примере строящегося реактора БРЕСТ-ОД-300 в составе опытно-демонстрационного энергетического комплекса выполнен анализ конструктивных и технологических особенностей, которые препятствуют или серьёзно затрудняют переключение ядерных материалов и использование не по назначению ядерных установок и технологий государством-импортёром для производства ядерного оружия или других ядерных взрывных устройств в нарушение принятых на себя международных обязательств.

В работе представлены результаты испытания на склонность к межкристаллитной коррозии сварных соединений разнородных сталей 12Х18Н10Т и AISI 316 без термообработки, а также после закалки и стабилизирующего отжига. Путем сварки контрольных образцов определены оптимальные параметры аргонодуговой сварки для труб диаметром 42 мм, толщиной стенки 3,5 мм. Подобрана присадочная проволока по диаграмме Шеффлера.

На основе современных представлений физико-химических свойств полония и современных методов его определения был разработан метод радиохимического определения ²¹⁰Po в пробах урины с альфа-спектрометрическим окончанием. Апробация метода была проведена на суточных пробах урины персонала филиала «Институт радиационной безопасности и экологии» РГП НЯЦ РК. Определен диапазон абсолютной активности ²¹⁰Po на суточную пробу урины, который составил 1,8·10^-3÷0,12 Бк. Рассчитана оценка вклада ²¹⁰Po в общую дозу внутреннего облучения персонала филиала, которая составила 0,3 мЗв/год.

В данной работе по оценке радиационного повреждения бериллия при низкотемпературном нейтронном облучении были исследованы образцы-свидетели из бериллия марки ТШГ-200 с содержанием оксидной фазы около 1% (масс), долговременно находящиеся в исследовательском реактора ИВГ.1М и облученные до флюенсов 0,8-4·10²⁰ нейт./см². Также для сравнения полученных результатов были испытаны необлученные исходные образцы свидетели той же марки.
Целью исследований являлось установление уровня радиационной деградации образцов-свидетелей за время нахождения их в реакторе ИВГ.1М. Были проведены механические испытания на трехточечный изгиб и растяжение для определения прочностных характеристик образцов бериллия, а также была измерена их микротвердость. Для установления уровня распухания была определена плотность образцов бериллия методом гидростатического взвешивания в среде дистилированной воды.
По результатам кратковременных испытаний на изгиб и растяжение, установлено, что материал бериллия после реакторного облучения разупрочняется в пределах 9,3–16,7%. А результаты измерения микротвердости показали возрастание до 23%. Результаты определения плотности не выявили распухание образцов после низкотемпературного нейтронного облучения.
После механических испытаний были проведены фрактографический анализ изломов и микроструктурный анализ, которые не выявили заметных изменений в микроструктуре бериллия после облучения.

В рамках анализа перспектив развития научно-технического потенциала Семипалатинского испытательного полигона (СИП) выполнен обзорный анализ публикаций, касающихся оценки состояния проблемы СИП с точки зрения использования его территории для хозяйственной деятельности.
Целевая систематизация информации, собранной за многолетний период, может стать основой создания проблемно-ориентированной базы данных по исследованиям на СИП.
Создание общей концепции возвращения территории полигона в хозяйственный оборот на основе построения «Дерева проблем», позволит определить критерии систематизации данных, и создать тематические, хорошо структурированные архивы информации для последующего принятия управленческих решений о дальнейшем использовании территории полигона.

В работе рассмотрена схема повышения эффективности получения электроэнергии на АЭС, основанная на реализации бинарных циклов. Проведен энергетический и эксергетический анализ эффективности таких циклов. Получены основные показатели эффективности. На основе эксергетического анализа получены основные источники потерь на АЭС, работающих на бинарном цикле.