Адамның шашын қоршаған ортаның улы металлдармен ластану дәрежесінің биоиндикаторы ретінде қарастыруға болады. Бұрынғы зерттеулерге сәйкес, адамның өмір сүру ұзақтығы және оның еңбек өтілі ластану көздеріне жақын жерде ауыр металлдардың концентрациялық деңгейіне тікелей әсер етеді. Шаштағы ауыр металлдың мөлшері олардың денедегі басқа да тіндердегі мөлшерін көрсетеді [1]. Ұсынылған зерттеуде «Үлбі металлургия зауыты» АҚ-ның тантал өндірісі жұмысшыларының шаш үлгілері іріктелінді. Зерттеу сыналған әдістемелік нұсқаулықпен жүзеге асырылды [2]. Улы элеметтердің (Ni, Cu, Pb, Cd) концентрациясы атомдыабсорбсиялық спектроскопия (АҚҰ «Люмэкс», Ресей) көмегімен анықталды. Жұмысшылардың шаш тініндегі улы металлдардың үлесі зиянды тантал өндірісінде жұмыс жасаған уақытына тәуелділігіне алдын ала қорытындылар жасалды.

Бұл жұмыста үлгілі синтез әдісімен алынған, поликристалды Fe_xNi_100-x нанотүтіктерінің құрылымдық қасиеттерінің өзгерісін зерттеудің нәтижелері көрсетілген. Зерттеліп отырған Fe_100-x Ni_x нанотүтіктер көлемдік кубтық центрілген құрылым үшін 0 £ x £ 0.4 және қырлық кубтық центрілген құрылым үшін 0.5 £ x £ 0.9 жоғары дәрежелі поликристалды наноқұрылымдар болып табылады. Арнайы фазалық құрамы мен кристалдық құрылымы бар наноқұрылымдарды синтездеу механизмдері анықталды. Fe₁₀₀ наноқұрылымдары ең төменгі кристаллиттік дәрежесіне ие екендігі анықталды, бұл берілген синтез жағдайында темір наноқұрылымдарын қалыптастыру кезінде кристалды құрылымның бұзылуының жоғары дәрежесіне байланысты. Никель концентрациясының жоғарылауы нанотүтіктердің бұзылу дәрежесін айтарлықтай төмендетуге және кристалдық құрылымды жетілдіруге әкеледі.

Мақалада басқару және қорғау жүйесінің іркілістеріне байланысты жобалық апаттарда ИВГ.1М реактордың төмен байыту отынымен ЖШЖ жылу жағдайын талдау ұсынылды. Бір реттеу барабанының өздігінен пайда болатын айналымда апаттық жағдайлар және де максимальды тиімділікпен реттеу барабандарының жүйелері қарастырылды.
Мақалада келтірілген зерттеулердің міндеті, құрастыру бойынша және уақыт бойынша энергия бөлінудің қос қалыпқа келтірумен реактордың ЖШЖ стандартты емес жылу есебін жүргізуде болады. Есептік зерттеулер нәтижесінде басқару және қорғау жүйесінің жұмыс бөліктерінің шығындылары бар жобалық апаттар кезінде суды салқындататын технологиялық каналдан шығу суы және ТВЭЛ-дер температурасының максимальды мағыналарының өзгерту диаграммалары алынды.

Каналдарға қойылған техникалық талаптарға сәйкестігін анықтау және штаттық каналдардың партиясын жасау туралы және сынақтар мен зерттеулердің нәтижелері бойынша реактордың активтік аумағын жинақтау туралы шешім қабылдау үшін қажетті эксперименттік мәліметтерді алу мақсатында ИВГ.1М зерттеу реакторында төмен байытылған уран отыны бар эксперименттік сумен салқындатылатын технологиялық каналдарды реакторлық сынау жүргізілуде.
Осы мақалада төмен байытылған уран отыны бар эксперименттік сумен салқындатылатын технологиялық каналдарды реакторлық сынауды жүргізген уақытындағы технологиялық параметрлердің (шығыны, қысымы, температурасы) салыстырмалы бағасының нәтижелері және ИВГ.1М зерттеу реакторының жүзеге асырылған іске қосулары бойынша төмен байытылған уран отыны бар эксперименттік сумен салқындатылатын технологиялық каналдарда U²³⁵ жанып біту есебінің нәтижелері келтірілген.

Мақалада нейтрондық сәулелену есебінен тұзақтың балқытпасында қалдық энергия шығарылуын еліктеуге арналған эксперименттік құрылғының (ЭҚ) нейтрондық-физикалық сипаттамаларының есептік зерттеулері ұсынылды [1]. Реакторда энергия шығарылуына тұзақтарды толтырудың түрлі нұсқаларында, қорытпада энергия шығарылуына қатысты есептік анықталар жүргізілді. Физикалық іске қосуды тиімді жүргізу бойынша ұсыныстар өңделді.

Осы жұмыс ИГР және ИВГ.1М реакторларында сынау кезінде сәулеленген отындық детекторларда энергия бөлуді реактордан кейінгі анықтау кезінде сәулеленген отын детекторларында гамма-кванттардың өздігінен жұтылуына түзету коэффициенттерін есептеу әдістемесін экспериментті түрде тексеруге арналған. Мақалада «қалың» үлгілерде және «жұқа» ұнтақ тәрізді препараттарда бөліну санын гамма-спектрометриялық әдісімен анықтау бойынша зерттеулердің нәтижелері берілген. Отын таблеткалары мен ұнтақ тәрізді препараттардағы бөліну санын анықтау нәтижелерінің салыстырмалы талдауы келтірілген, осылардың негізінде «қалың» үлгілердегі гамма-кванттық өздігінен жұтылуға түзету коэффициенттерін есептеудің инженерлік әдістемесін таңдаудың дұрыстығы құпталды.

2010 жылдан бастап қазіргі уақытқа дейін Қазақстан Республикасы Ұлттық ядролық орталығы РМК Атом энергиясы институты» филиалында (бұдан әрі АЭИ филиалы) ИВГ.1М зерттеу реакторының ақпараттық-өлшеу жүйесін (АӨЖ) жаңарту бойынша жұмыстары жүргізіледі. 2012 жылдан 2017 жылға дейінгі алғашқы екі кезеңдердің шеңберлерінде АӨЖ, автоматтық басқару жүйелері (АБЖ), басқару және қорғау жүйелері (БҚЖ) және автоматика мен бақылау-өлшеу аспаптарының жүйелері (АжәнеБӨА) жаңарту бойынша жұмыс жүргізілді. Жабдық, бағдараламалық қамтамасыз ету және материалдар сатып алынды. Алғашқы түрлендіргіштерден деректерді өңдеу алгоритмдері және пульт операторларына ақпаратты ұсыну экрандары әзірленді. Жабдықты монтаждау орындалды және іске-қосу жөндеу жұмыстары жүргізілді. 2018 жылы АТЭХАГ және Қазақстан Республикасы арасындағы техникалық кооперация жобасының шеңберінде жаңартудың үшінші кезеңі жүргізіледі, шеңберінде дозиметрлік бақылаудың (ДБ) АӨЖ және қабықшалардың герметикалығын бақылау (ҚГБ) АӨЖ жаңартуды іске асыру жоспарлануда. Осы жұмыстың нәтижесінде ДБ және ҚГБ жүйелерінің экспериментальдық ақпаратты тіркеу және көрсету, бақылау үдерісі жетілдіріледі.

Осы жұмыста плазмалық-шоқ қондырғысы бар еліктеулі стендтің Spellman электрондық шоқтың қуаттандыру блогын басқару көмегімен, тапсырылған жылдамдықта зерттелінетін үлгілердің бағдарламалық сызықтық қыздыру тәсілін әзірлеу ұсынылды. Алынған нәтижелер, қанықтырғаннан кейін үлгілерді алып тастаусыз ПШҚ бар еліктеулі стендте ТДС (термодесорбциялық) талдау жүргізу мүмкіндігін бағалауға мүмкіндік берді.

Зерттеу объекті ретінде ИВГ.1М реакторының төмен байытылған отыны бар сумен салқындатылатын технологиялық каналының (ССТК-ТБУ) жылу физикалық моделі және ИВГ.1М реакторының П17-07, П17-08 және П17-09 іске қосуларынан эксперименттік мәліметтер болып табылады. Әзірленген моделді ИВГ.1М реакторлдық қондырғысында жылу физикалық үрдістерінің стандартты емес есептемелерінде қолдануды негіздеу үшін ИВГ.1М реактиорының ССТК-ТБУ жылу физикалық моделін бекіту және анықтау жүргізілді. Әзірленген ССТК-ТБУ жылу физикалық моделі төмен байытылған отынды ИВГ.1М реакторының қауіпсіздігін негіздеуге бағытталған апаттық жағдайларды талдау үшін қолданылуы мүмкін.

Жұмысқа қатыстырылған БҚЖ жұмыс органдарының (реттеу өзектерін) санын азайту жолымен реакторлық сынақтардың қауіпсіздігін арттыратын ИГР реакторының іске қосуын жүзеге асыру жолы ұсынылды. Эксперименттік мәліметтердің массиві негізінде реактор қуаты диаграммаларының параметрлері және оны жүзеге асыру үшін қажетті реактивтілік арасындағы байланыс анықталды. Ұсынылып отырған амалдың дұрыстығы мен тиімділігі іс-жүзінде тексерілді.

Әртүрлі құрамды YSZ құрылымына және өткізгіштік қасиеттеріне оттегі мен аргонның жоғары энергетикалық иондарымен сәулелендірудің ықпалы зерделенді. YSZ иондармен сәулелендіру күрделі оксидтің бетке жақын аймақтары құрылымының сәл бұзылуына әкеліп соқтыратыны көрсетілді, бірақ кристалдық тор түріне өзгермейді. Соңғысы, ақаулардың да, және сол сияқты енгізілген иондардың, негізінен, YSZ бетінен жеткілікті үлкен тереңдікте орналасқанымен байланысты болуы мүмкін. Сонымен қатар 10 және 15 мол. % болатын Y₂O₃ концентрациялы YSZ бетке жақын қабаттарының жоғары радиациялық беріктілігі, сәулелендіру кезінде пайда болған ақаулар үшін рекомбинацияның тиімді орталықтары ретінде әрекет ететін, бастапқы сәулелендірілмеген материалдардағы оттекті бос орындардың жоғары концентрациясына байланысты. Құрамы ZrO₂ + 3 мол. % үлгілерінде бос орындардың Y₂O₃ концентрациясы төмен, және де рекомбинациямен қатар сәулелендіру процесінде YSZ-ден оттегінің шығатыны байқалады. Бұл оттегі концентрациясының төмендеуіне және күрделі оксид бетіндегі цирконий концентрациясының жоғарылауына алып келеді. Зерттелетін материалдардың оттегіиондық өткізгіштігінің активтену энергияларының мәндері анықталды. Бірнеше жағдайларда YSZ ауыр иондармен сәулелендіру осы материалдардың оттегі-иондық

Жұмыста Cu пленкаларының құрылымдық қасиеттеріне энергиясы 30 кэВ (зарядқа 15 кэВ) төмен энергиялы Не⁺² иондарымен сәулелендіру әсерін зерттеу нәтижелері келтірілген. Бастапқы үлгілерді Не⁺² иондары арқылы 1·10¹⁶ ион/см² дозасымен сәулелендіру нәтижесінде Cu пленкалары бетінің морфологиясының өзгеруі байқалып, алты қырлы пішінді наноөлшемді қосылыстардың пайда болуы байқалады. Сәулелендіру дозасын 1·10¹⁷ ион/см² дейін және одан жоғары көтеру үлгі бетінде жарықтар мен аморфты оксидті қосылыстардың пайда болуына әкеледі. Сәулелендіру дозасын жоғарылату кристалдық дәрежесінің төмендеуіне және негізгі кристаллографиялық сипаттамалардың өзгеруіне әкелетіні анықталды.

Қатты денелер радиациялық физикасы саласында бірқатар ғылыми-техникалық мәселелерді шешу үшін металдар иондарының үдетілген шоғыры қажет, мысалға, иондармен сәулелендіру – ядролық техникалардың құрылымдық материалдарын әзірлеу кезіндегі радиациялық зақымдануды зерттеуде экспресс бағалаудың жалғыз әдісі болып табылады. Газ қоспаларынан ЭЦР-көзінде иондардың шоғырын алудың стандартты әдістері тәжірибеде қойылған талаптарды толығымен қанағаттандыра алмайды. ДЦ-60 циклотронында үдетілітін иондардың спектрін ұлғайту үшін DECRIS-3 ЭЦР-көзінде көп зарядталған металдар иондарының шоғырын алу мақсатымен қатты заттарды қыздыру әдісін әзірлеу бойынша жұмыстар жүргізілуде. Мақалада металдар иондарының шоғырын алудың екі әдісі сипатталған: заттардың плазмаға тікелей енгізу әдісі және микро пешпен жұмыс істейтін зат салынған тигельді қыздыру әдісі. Жүргізілген жұмыстардың нәтижесінде ДЦ-60 циклотронында алғаш рет ^6,7Li литий, ²⁴Mg магний, ³¹P фосфор және ⁴⁰Са кальций иондарының шоғыры алынды. Осы әдістерді пайдалана отырып, металл шығыны 1,1 мг/сағ, шоғырдың шығу тогы 500 мкА ⁷Li¹⁺ литий, зат шығыны 2,1 мг/сағ, қарқындылығы 81 мкА ²⁴Mg⁴₊ магний, шоғырдың тогы 60 мкА, зат шығыны 1,7 мг/сағ кезінде ³¹P⁵⁺ фосфор және шоғырдың тогы 140 мкА, зат шығыны 0,7 мг/сағ кезінде ⁴⁰Ca⁵⁺ кальций иондарының шоғыры алынды.

Жұмыста АСТРИД реакторының моделді жылу бөлу жинағының (ТВС) бұзылу үдірісін ауыр апаттар жағдайында экспериментті зерттеп білу мүмкіндігі зерттелді. Моделді ТВС-пен эксперименттер САЙГА (SAIGA – Severe Accident In-Pile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2] деп аталатын ҚР ҰЯО РМК және СЕА бірлескен бағдарлама аясында зерттеу импульстік графиттік реакторда (ИГР) жүргізілуі мүмкін [1].
АСТРИД белсенді аумағы ТВС биіктігі бойымен гетерогенді ішкі аумақтан тұрады, оларда жоғары байытылған отынның бөлінетін заттарды өндіруге және гомогенді ТВС сыртқы аумағына арналған уран-235 төмен құрамы бар отынның екі аумағына (үстіңгі және астыңғы) бөліну қағидасы қолданылды [3]. Зерттеулерде орнатылған твэлдердің геометриясымен және құрамымен ерекшеленетін реакторлық сынақтарға арналған моделді жылу бөлу жинағын орындаудың екі нұсқасы қарастырылды. Моделді ТВС-ті сынау режимдері анықталды және оларды негіздеуге есептемелер кешені жүргізілді.

Бұл жұмыс теміржол көлігі өнімдерін (ресор астындағы валдарын және бүйірлік жақтауын) дайындау үшін пайдаланылатын 20ГЛ болаттың құрылымы мен қасиеттеріне электролит-плазмалық беттік шынықтандыру (ЭПБШ) процесінің әсерін зерттеуге арналған. ЭПБШ үдерісін электролитте 20 % натрий карбонатының су ерітіндісінде келесі режимде жүргізілді: шынықтыру температурасына дейін қыздыру кезінде үлгі және анод арасында берілетін кернеу – 320 В, электролитті-плазмалық әрекеттесумен қыздыру уақыты 2–3 секунд, бұл кезде үлгілер сәйкесінше ~850 °С дейін қызды. Үлгілердің құрылымын зерттеу нәтижесіα фаза мен цементит пен оксидтіңәлсізрефлекстері бар екенінкөрсетті. Модификацияланған қабаттың қалыңдығы шамамен 500–550 мкм. 20ГЛ болат үлгісінің кейінге механикалық қасиеттерін зерттеу нәтижелері микроқаттылықты аздап ұлғайғанын және қажалуға төзімділік қасиетінің айтарлықтай өсуі байқалды.

Бұл жұмыс полимерлі материалдардың физикалық және механикалық қасиеттеріне электронды-сәулелік өңдеудің әсерін зерттеуге байланысты (PEI және PET). Электронды-сәулелік өңдеуден кейін, 1,2 кэВ энергиясы бар 30 мА сәуле тоғында, полимерлердің микроқаттылығы бастапқы күйге қарағанда 1,5 есе артты. PET полимер үлгілерінің тозу жылдамдығы 30 %-ға дейін төмендеді, және полимердің абразивті тозуға төзімділігі бастапқы күйімен салыстырғанда 1,3 есе артты. Жүргізілген зерттеулер нәтижелері полимерлі материалдардың пайдалану сипаттамаларын арттыру үшін электронды-сәулелік өңдеуді қолданудың перспективаларын көрсетті.

Осы мақалада біз төменде көрсетілген шарттарда зерттелетін үлгімен сутегі изотоптарының сіңірілуін сипаттауға мүмкіндік беретін модель ұсынамыз: танымал геометриялық өлшемдері бар жұқа үлгі белгілі көлемдегі камерада және осы камерадағы бастапқы сутектік изотоптық қысыммен зерттелетін температурада сутегі изотоптарымен газ фазасынан қаныққан. Құрастырылған модельді пайдалана отырып, сутегі изотоптарының үш компонентті қоспасын сіңіру бойынша эксперименталдық нәтижелерді және V4Cr4Ti ванадий қорытпасы бар сутегі изотоптарының өзара әрекеттесу параметрлерін анықтауға болады. Атап айтқанда, қорытпадағы ерігіштігі тұрақты және сутегі изотоптарының диффузия коэффициенті, сондай-ақ олардың аррениус тәуелділігінің параметрлері анықталды. Болашақта ұсынылған модель ядролық реакторлық (ЯР) қондырғыларда, термоядролық реакторларда (ТЯР) және мұнай-химия өнеркәсібінде сутекті сақтау процестерін модельдеу үшін пайдаланылуы мүмкін. Осы мақалада біз төменде көрсетілген шарттарда зерттелетін үлгімен сутегі изотоптарының сіңірілуін сипаттауға мүмкіндік беретін модель ұсынамыз: танымал геометриялық өлшемдері бар жұқа үлгі белгілі көлемдегі камерада және осы камерадағы бастапқы сутектік изотоптық қысыммен зерттелетін температурада сутегі изотоптарымен газ фазасынан қаныққан. Құрастырылған модельді пайдалана отырып, сутегі изотоптарының үш компонентті қоспасын сіңіру бойынша эксперименталдық нәтижелерді және V4Cr4Ti ванадий қорытпасы бар сутегі изотоптарының өзара әрекеттесу параметрлерін анықтауға болады. Атап айтқанда, қорытпадағы ерігіштігі тұрақты және сутегі изотоптарының диффузия коэффициенті, сондай-ақ олардың аррениус тәуелділігінің параметрлері анықталды.
Болашақта ұсынылған модель ядролық реакторлық (ЯР) қондырғыларда, термоядролық реакторларда (ТЯР) және мұнай-химия өнеркәсібінде сутекті сақтау процестерін модельдеу үшін пайдаланылуы мүмкін.

Уран карбиді ядролық реакторлар үшін перспективалық отын түрлерінің бірі болып табылады. Уран карбидін алудың қолда бар технологиялары жоғары энергиялық шығындарымен және технологиялық қиындықтарымен сипатталады. Уран карбидін алудың энергиялық жағынан тиімді технологиясын құру өзекті міндет болып табылады. Автор электртермиялық жалған сұйылтылған қабат технологиясын пайдалана отырып уран карбидін алу мүмкіндігін ұсынады. Мақалада уран карбидін алудың екі түрі қарастырылған, олар: метан атмосферасында металл уранын қалпына келтіру және кейіннен карботермиялық қалыпқа келтіре отырып UO₂-ні пирокөміртекпен капсулалау арқылы. Жүргізілген термодинамикалық есептеулер процестерді жүргізудің оңтайлы температурасын анықтауға мүмкіндік берді. Электртермиялық жалған сұйылтылған қабаты бар реактордың схемасы ұсынылып, уран карбидін алу процесі кезінде аталған реактордағы жылу және масса алмасу мен UO₂-ге пирокөміртекті қаптаманы жағудың негізгі механизмдері сипатталды. Алынған нәтижелер бұдан кейінгі эксперименттік зерттеулер кезінде қолданылатын болады.

Қазіргі уақытта ядролық реактордың қауіпсіздігі жөніндегі жаңа жобаларды негіздеуде ғылыми-зерттеу жұмыстарының ауқымды көлемі жүргізілуде, бұл ретте қолданылатын техникалық шешімдер жобадан тыс авариялардың туындау мүмкіндігін азайтатындығына қарамастан, мұндай аварияларға ерекше көңіл бөлінеді.
Ауыр авариялардың параметрлерін зерделеу және олардың салдарын жою шараларын әзірлеу үшін авариялық жағдайды нақты жағдайға барынша жақын модельдеуге мүмкіндік беретін эксперименттік база талап етіледі.
Ұлттық ядролық орталық (ҰЯО) – ядролық энергияны бейбіт мақсатта пайдалануды ғылыми және техникалық қолдауды қамтамасыз ететін, ядролық реактордың қауіпсіздігін күшейтуге бағытталған зерттеулер жүргізетін эксперименттік базасы бар Қазақстан Республикасының атом саласындағы озық зерттеу ұйымы [1].
Бұл мақалада ядролық реакторлардың қауіпсіздігін негіздеу үшін ҰЯО-ның эксперименттік базасында аталған салада басты шетелдік әріптес болып табылатын JAEA-мен ынтымақтастықта жүргізілетін зерттеулердің тұжырымдамасы мен негізгі нәтижелері, сондай-ақ эксперименттердің жаңа бағдарламаларын іске асыру жөніндегі ағымдағы жоспарлар ұсынылған.

Нейтрон сәулелендіру жағдайында Li15.7Pb қорғасын-литий эвтектикасынан тритийді алу және генерация бойынша эксперименттік зерттеу әдістемесі ұсынылып отырған мақалада баяндалады. Әдістеме әзірлеу барысында нейтрон-физикалық есептер MCNP бағдарламасы көмегімен жүргізілді. Есептеулер нәтижесінде ИВГ1.М реакторының 1 МВт жылу қуаты деңгейінде ампулалық құрылғы конструкциясы мен элементтерінде және үлгідегі энергия бөлінуінің үлестік қуаты анықталған. Сонымен қатар эвтектикадағы ИВГ1.М реакторының 1–6 МВт стационарлық қуат деңгейіндегі түрлі температуралық режимдеріне арналған ANSYS бағдарлама пакетінің көмегімен жылуфизикалық есептеулері жүргізілді. Жүргізілген есептеулер негізінде нейтрондық сәулелендіруге арналған ампулалық құрылғы (АҚ) әзірленді. Әзірлену барысында қорғасын-литий эвтектикасын тазалау және ампулалық құрылғыға қорғасын-литий эвтектикасын құю процесі жүзеге асырылды. Эвтектикадағы сәулелену параметрлері және ампулалық құрылғыдағы тритийдің масс-спектрометриялық тіркеу режимдерін анықтау бойынша реакторлық әдістемелік эксперименттері өткізілді және эксперименттер барысындағы алдын ала нәтижелері мақалада келтірілген.