Мақалада ¹⁴С шоғырлануын анықтаудың сұйық сцинтилляциялық әдісіне негізделген тәжірибелік жұмыстар сипатталған. Pyrolyser-6 Trio сынамаларын қыздыруға және күлдендіруге арналған жүйені қолдана отырып, радиокөміртегілік талдаудың әдістемелік тәсілдері әзірленді. Радиокөміртегінің сертификатталған стандарттарын талдау арқылы жүргізілген зерттеулердің дәлдігін бағалау жүргізілді. Тәжірибелік жұмыстар нәтижесінде алғаш рет Семей сынақ полигонының «Тәжірибе даласы» сынақ алаңының топырағындағы ¹⁴С құрамы бойынша мөлшерлік деректер алынды. Зерттеліп жатқан аумақта радиокөміртегігің шоғырлануы біркелкі бөлінбейтіндігі анықталды, оның ең жоғары құрамы жердегі ядролық сынақтар жүргізілетін орындардың эпицентрінде тікелей тіркелген.

Мақалада ҚТМ токамагындағы плазмалық разрядтардың спектроскопиялық өлшеу нәтижелері берілген. Өлшемдер 2021 жылдың маусым айындағы науқан кезінде алынды. Науқан барысында плазмалық разрядтар 120 кА-ден 150 кА-ге дейінгі плазмалық токпен және ~250 мс ұзақтығымен алынды.
Бұл жұмыста плазманың элементтік құрамын зерттеуге, қоспаларды талдауға және олардың түсу жолдарын анықтауға ерекше назар аударылады. Плазмадағы қоспалар радиациялық шығындарға тікелей әсер етеді. Оптикалық спектроскопия (ОС) қоспалардың плазмаға түсуін зерттейтін негізгі әдістерінің бірі болып табылады. ҚTM токамак плазмасының эмиссия спектрін анықтау үшін Avaspec-ULS2048CL-EVO-RS-BB спектрометрі пайдаланылды. Сутегі спектрлік сызығының уақыт эволюциясы тар жолақты интерференционды сүзгілерімен (FWHM 1 нм) жабдықталған Hα-Dα мониторының диагностикасы арқылы өлшенді.
Сәуле шығару спектрі негізінде ҚТМ токамак сутегі плазмасында жұмысшы газдан бөлек көміртегі, оттегі, азот және аргон (C, O, N, Ar) қоспалары да әртүрлі иондану күйінде болатыны анықталды.

Таяудағы онжылдықтар ішінде тұйықталған ядролық отын цикліндегі шапшаң реакторларды ядролық қаруы жоқ елдерге экспорттаудың басталуы мүмкін, бұл ядролық қаруды таратпау режимін күшейтуді және МАГАТЭ кепілдіктерінің тиімділігін арттыруды талап етеді. Бұған техникалық тосқауылдар жасау арқылы да, ядролық материалдарды есепке алу және бақылау жүйесін жетілдіру және оларды сенімді физикалық қорғауды қамтамасыз ету арқылы да қол жеткізуге болады. Тәжірибелік-демонстрациялық энергетикалық кешен құрамында салынып жатқан БРЕСТ-ОД-300 реакторының үлгісінде конструкциялық және технологиялық ерекшеліктерге талдау жасалды, бұл импорттаушы мемлекеттің өзі қабылдаған халықаралық міндеттемелерді бұза отырып, ядролық материалдардың мақсатын өзгертуге және ядролық қаруды немесе басқа да ядролық жарылғыш құрылғыларды жасап шығару үшін ядролық қондырғылар мен технологияларды мақсатсыз пайдалануына кедергі келтірмек немесе айтарлықтай қиындатпақ.

Мақалада 12Х18Н10T және AISI 316 әртүрлі болаттардың бір бірімен дәнекерленген қосылыстарының термиялық өңдеусіз, сондай-ақ шынықтыру және жасытудан кейінгі түйіршікаралық коррозияға бейімділігін сынау нәтижелері берілген. Үлгілерді дәнекерлеу арқылы диаметрі 42 мм және қабырғасы 3,5 мм құбырлар үшін аргонддоғалық дәнекерлеудің оңтайлы параметрлері анықталды. Шеффлер диаграммасы арқылы дәнекерлеуге арналған сым маркасы тағайындалды.

Полонийдің физика-химиялық қасиеттерінің заманауи ұсыныстары мен оны анықтаудың заманауи әдістерінің негізінде альфа-спектрометриялық талдаумен аяқталатын несеп үлгілерінде ²¹⁰Po радиохимиялық анықтау әдісі жасалды. Әдісті апробациялау ҚР ҰЯО РМК «Радиациялық қауіпсіздік және экология институты» филиалы қызметкерлерінің несебінің тәуліктік сынамаларында жүргізілді. Несептің тәуліктік сынамасына ²¹⁰Po абсолюттік белсенділік диапазоны анықталды, ол 1,8·10^-3÷0,12 Бк құрады. Филиал персоналының ішкі сәулеленуінің жалпы дозасына ²¹⁰Po үлесін бағалау есептелген, ол жылына 0,3 мЗв тең болды.

Бұл жұмыста бериллийдің төмен температуралы нейтрондық сәулелену кезіндегі радиациялық зақымдануын бағалау үшін ИВГ.1М реакторында орнатылып сәулеленген, оксид фазасы шамамен 1% (масс.) ТШГ-200 бериллий маркасынан жасалған үлгілер зерттелді. ИВГ.1M зерттеу реакторында ұзақ уақыт бойы сәулеленген үлгілердің интегралдық флюенсі 0,8–4·10²⁰ нейт./см² аралығында. Сонымен қатар, алынған нәтижелерді салыстыру үшін дәл осындай бериллий маркасынан жасалған сәлеленбеген үлгілер де зерттелді.
Зерттеудің мақсаты ИВГ.1М реакторында болған кездегі бериллий үлгілерінің радиациялық тозу деңгейін анықтау болды. Бериллий үлгілерінің беріктік сипаттамаларын анықтау үшін үш нүктелі иілу және созылу механикалық сынақтар жүргізілді, сонымен қатар олардың микроқаттылығы да өлшенді. Ісіну деңгейін анықтау үшін бериллий үлгілерінің тығыздығы тазартылған су ортасында гидростатикалық өлшеу әдісімен анықталды.
Қысқа мерзімді иілу және созылу сынақтарының нәтижелері бойынша реакторлық сәулеленуден кейін бериллий материалы 9,3–16,7% аралығында беріктігі азайды. Ал микроқаттылықты өлшеу нәтижелері бойынша, оның мәні 23%-ға дейін өскенін көрсетті. Тығыздықты анықтау нәтижелері бойынша төмен температуралы нейтронды сәулеленуден кейін үлгілердің көлемінің ұлғаюы анықталған жоқ.
Механикалық сынақтардан кейін орындалған фрактографиялық және микроқұрылымдық талдаулар нәтижелері сәулеленуден кейін бериллийдің микроқұрылымында айтарлықтай өзгерістер болмағандығын көрсетті.

Семей сынақ полигонының (ССП) ғылыми-техникалық әлеуетінің даму келешектерін талдау шеңберінде ССП проблемасының жай-күйін оның аумағын шаруашылық қызмет үшін пайдалану тұрғысынан бағалауға қатысты жарияланымдарға шолу талдауы жасалды.
Көпжылдық кезеңде жиналған ақпаратты мақсатты жүйелеу ССП-дағы зерттеулер бойынша проблемалықбағдарланған деректер базасын құруға негіз бола алады.
«Проблемалар ағашын» құру негізінде полигон аумағын шаруашылық айналымға қайтарудың жалпы тұжырымдамасын жасау деректерді жүйелеу критерийлерін айқындауға және полигон аумағын одан әрі пайдалану туралы кейіннен басқарушылық шешімдер қабылдау үшін тақырыптық, жақсы құрылымдалған ақпарат архивтерін құруға мүмкіндік береді.

Жұмыста бинарлық циклдарды жүзеге асыру негізінде атом электр станцияларында электр энергиясын өндірудің тиімділігін арттыру сұлбасы қарастырылған. Мұндай циклдардың тиімділігінің энергиялық және эксергиялық талдауы жүргізілді. Негізгі тиімділік көрсеткіштері алынады. Эксергиялық талдау негізінде екілік цикл бойынша жұмыс істейтін атом электр станцияларындағы негізгі шығындар көздері алынды.