Рассмотрено влияние нейтронного облучения на мартенситную точку Md в аустенитных хромоникелевых сталях Х18Н9Т и 12Х18Н10Т – конструкционных материалов ядерных реакторов. Установлено, что вплоть до флюенса 2·1020 н см2(Е>0,1 МэВ) максимально возможная температура проявления фазового y→α перехода для стали 12Х18Н10Т изменяется в диапазоне 100–75 °C.
На основании анализа полученных экспериментальных данных предлагается рассматривать еще одну характерную точку Мр – такую температуру растяжения, при которой сравниваются значения интенсивностей прямого мартенситного y→α превращения для деформируемых необлученной и облученной стали.
Представлены экспериментальные результаты по релаксации внутренних напряжений в конструкционных нержавеющих сталяхХ18Н9Т, 12Х18Н10Т и AISI 316 после нейтронного облучения, воздействия стационарными или импульсными потоками электронов различной мощности. Установлено, что в сталях, облученных низкими флюенсами нейтронов (1016 ÷1018 н/см2), при деформации растяжением в результате релаксационных явлений мартенситный γ→α переход начинается при меньших значениях критических напряжений, чем после аустенизации. При этом наблюдается аномальный эффект снижения предела текучести и уменьшения величины механической работы, затрачиваемой на разрушение стального образца. Выявлены особенности релаксации внутренних напряжений и образования α-фазы в нержавеющих сталях при облучении электронами различной энергии. Показано, что радиационная релаксация внутренних напряжений, вызванная воздействием нейтронов, импульсных или стационарных электронов, изменяя условия образования α-фазы, определяет уровень механических и коррозионных свойств облученной нержавеющей стали.
Методами рентгеноструктурного анализа, растровой электронной микроскопии и мессбауэровской спектроскопии в геометрии на пропускание и в режиме обратного рассеивания по электронному каналу проведены исследования фазово-структурных превращений в нержавеющей стали аустенитного класса 12Х18Н10Т, подвергнутой облучению ионами 57Fe на ускорителе тяжелых ионов. Рентгенодифрактометрический метод и мессбауэровская спектроскопия показали монофазу аустенитного типа в исходных сталях. Доминирующей фазой в облученных образцах по-прежнему остается аустенит, и в небольших количествах присутствует инициируемая облучением мартенситная фаза.
Высокотемпературные ядерные реакторы с газовым теплоносителем имеют некоторые преимущества перед легководяными и тяжеловодными ядерными реакторами для генерации энергии и применении в отраслях промышленности, где необходима низкопотенциальная и высокопотенциальная теплота. Для проектирования и внедрения реакторных установок данного типа необходимо развитие соответствующих технологий. К таким технологиям относится производство графита ядерной чистоты, нанесение пироуглеродного защитного покрытия микротвэлов, производство гелия.
В Институте газа НАН Украины проведен цикл научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в этом направлении. Результаты исследований позволяют создать энергоэффективную и экологически чистую технологию очистки графита до высоких степеней чистоты. В реакторах с электротермическим псевдоожиженным слоем проведены исследования по нанесению пироуглеродного покрытия на модель микротвэла. Получены материал с широким спектром содержания пироуглерода (от 2 до 97 %мас.). Разработанная криогенная технология получения гелиевого концентрата из природного газа. Для продолжения исследований в направлении развития сопутствующих технологий ядерных реакторов с газовым теплоносителем создается международный консорциум для подачи заявок для участия в грантовых программах EVRATOM и Horizon 2020.
Рассмотрен вопрос пространственного распределения быстрых и тепловых нейтронов в атмосфере Земли. Теорией возраста нейтронов дается корректное описание полей быстрых нейтронов от плоского радиоактивного источника при энергии источника не превышающей 1 МэВ. Эффект атмосферной неоднородности влияет на высоту источника свыше 20–25 км. Плотность потока медленных нейтронов снижается почти до нуля на расстоянии около двух параметров атмосферной неоднородности.
В статье представлены расчетные варианты токовых сценариев для осуществления омического пробоя газа водород в токамаке КТМ. Приведена магнитная конфигурация полей в момент пробоя и основные параметры пробоя в вакуумной камере, с учетом основных условий и ограничений для токамака КТМ. Токовые сценарии подготовлены с помощью расчетного кода Plasmaless Tokscen. На основе проведенных расчетных оценок по реализуемости пробоя были подобраны оптимальные значения необходимых параметров для проведения пусковых работ на токамаке КТМ.
В работе рассматривается комплекс сверхвысокочастотных (СВЧ) диагностик токамака КТМ, предназначенный для измерения электронной плотности плазмы. Обсуждается состав СВЧ диагностик, их технические особенности исполнения и размещения, а также представлены первые экспериментальные результаты по измерению электронной плотности плазмы КТМ с их использованием.
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.
В данной работе представлены результаты механических испытаний высокообогащённых ураном (ВОУ) и низкообогащённых ураном (НОУ) топливных материалов реактора ИГР после термоциклирования при различных температурах и количестве циклов «нагрев-охлаждение». Определены изменения прочностных характеристик НОУ и ВОУ топлива в зависимости от режимов термоциклических испытаний.
В данной работе определены параметры источников запаздывающего энерговыделения, составлена математическая модель точечной кинетики реактора с учетом временного распределения энергии деления. Данные расчетные исследования помогут точнее подбирать необходимую диаграмму мощности на стадии подготовки к эксперименту на реакторе ИГР.
В данной работе представлен результат экспериментальной апробации методики автоколебательного режима зонда, в основе которой лежит предложенная ранее математическая модель вторично-эмиссионной неустойчивости плазменно поверхностного контакта. Метод автоколебательного режима зонда предназначен для измерения параметров плазмы пучково-плазменного разряда (ППР) в приосевой зоне пучково-плазменных установок с продольным магнитным полем. Разработана схема измерений тока и напряжения зонда с использованием малоиндуктивного резистивного делителя напряжения, пояса Роговского с токовым шунтом и измерителей тока на эффекте Холла. Определена плотность ионного тока в приосевой зоне ППР.
В данной статье описан опыт использования и испытания экспериментальных термопарных сборок в активной зоне реактора ИГР, предложена новая конструкция термопарной сборки.
В статье представлены результаты расчетов нейтронно-физических параметров экспериментального устройства, предназначенного для исследования процессов перемещения расплава материалов активной зоны в область с ограниченным количеством теплоносителя – расплава натрия, и его охлаждения при наличии остаточного энерговыделения в расплаве. Получены расчетные значения распределения энерговыделения по высоте модельной тепловыделяющей сборки. Дана оценка величины отношения энерговыделения в топливе и конструкционных материалах экспериментального устройства к энерговыделению в активной зоне реактора.
Объектом исследования является водоохлаждаемый технологический канал с топливом низкого обогащения (ВОТК-НОУ №24) реактора ИВГ.1М. В расчетной программе Ansys Fluent разработана пористая двухмерная осесимметричная модель ВОТК реактора ИВГ.1М, оптимизирована имеющаяся рабочая модель тепловыделяющей сборки (ТВС), которая упрощена до сегмента одного тепловыделяющего элемента (твэла). Осуществлена проверка расчетных моделей путем сравнения результатов стационарного расчета с экспериментальными данными пуска П17-08. Разработанные модели позволяют проводить теплофизические расчеты аварийных ситуаций по обоснованию безопасности.
Настоящая работа посвящена оценке активности теплоносителя реактора ИВГ.1М и оценке выхода продуктов деления (ПД) из твэлов экспериментальных водоохлаждаемых технологических каналов с низкообогащенным ураном (ВОТК-НОУ) пробоотборным гамма-спектрометрическим методом. В статье представлены результаты исследований двух экспериментальных ВОТК-НОУ по определению выхода ПД в теплоноситель реактора ИВГ.1М пробоотборным гамма-спектрометрическим методом. Приведен сравнительный анализ изменения выхода ПД как из экспериментальных ВОТК-НОУ, так и из штатных ВОТК в рассмотренном диапазоне энерговыделения в реакторе до 630 МВт∙час. Результаты исследований показывают, что выход ПД остается неизменным в пределах флуктуаций при проведении более 30 реакторных экспериментов. В работе показано, что выход ПД из экспериментальных ВОТК-НОУ, усредненный по всем зарегистрированным ПД до R/B = 5·10−7 может считаться допустимым по сравнению с расчетным выходом для герметичных твэлов R/B = 7·10−7.
Статья посвящена детальному анализу характеристик сейсмического шума станции «Подгорное», с целью анализа влияния параметров сейсмической аппаратуры на эффективность работы станций.
В статье представлены данные по многолетнему гидрогеологическому мониторингу на участке Косшокы, изучаемом для глубинного хранения радиоактивных отходов (РАО), обобщены результаты изучения гидрогеологических условий данной территории за 7 лет, оценены места размещения объекта, который может быть использован для изоляции РАО. По результатам проведения работ построены карта-схема значений коэффициентов фильтрации, карта изогипс, получена оценка сезонного и временного изменения подземных вод.
В статье приведены результаты работ по созданию сейсмического бюллетеня землетрясений Центральной Азии по архивным цифровым сейсмограммам сети станций ИГИ НЯЦ РК за 1994–2002 гг. Приводится методика обработки данных, описаны результаты обработки, а также описан круг задач для применения бюллетеня. Созданный бюллетень активно используется в ряде задач сейсмологии, например, для оценки сейсмической опасности районов Казахстана, которые ранее считались асейсмичными, мониторинга техногенной сейсмичности и др.
В статье представлено освоение метода цитогенетической биологической дозиметрии – микроядерного теста с блокированием цитокинеза в лимфоцитах периферической крови человека на базе Института радиационной безопасности и экологии НЯЦ РК. Апробация микроядерного теста с блокированием цитокинеза проведена с использованием автоматизированной цитогенетической платформы на базе электронного флуоресцентного микроскопа фирмы Carl Zeiss AxioImager Z2, автоматической системы поиска и анализа метафаз Metafer 4/MSearch (MetaSystems, Германия). Установлено, что базовая частота микроядер у исследуемых групп варьирует от 2,12 до 18,1 на 1000 двухъядерных клеток, что соответствует стандартным фоновым значениям в мире (по литературным данным).
Настоящая работа представляет собой расчет дифференциального сечения упругого рассеяния ядер водорода на экзотических ядрах нейтроноизбыточного изотопа лития-11 методом определения оптимальных параметров оптического потенциала с помощью программного обеспечения FRESCO 2.8, используя метод сильно связанных каналов ядерной реакции с включенными спин-орбитальным и кулоновским взаимодействием. Для лития было выбрано состояние с JP=3/2−. Формы элементов рассеивающего потенциала были выбраны в вудс саксоновском виде. Подбор параметров потенциала основывался на данных, извлеченных из эксперимента по рассеянию p+11Li, проведенному при энергии 62 МэВ в лабораторной системе координат на циклотроне RIKEN в Японии в 1992 году. В настоящей работе было обнаружено, что объемная и спин-орбитальная части потенциала, а также диффузность взаимодействия имеют значения нулевые либо близкие к нулевым. Полученное сечение в передней полусфере рассеяния в 70–75 раз превосходит по величине соответствующее резерфордовское сечение, а в задней полусфере, наоборот, доминируют кулоновские силы. Теоретические значения уверенно совпадают с экспериментальными.
Приведены экспериментальные данные о массово-энергетических распределениях осколков деления составных ядер 236U, 237, 240, 242Pu, 244Cm, образованных в реакциях 232Th (α, f), 233, 236, 238U (α, f) и 240Pu (α, f), при энергии бомбардирующих альфа-частиц Eα = 29 МэВ. Энергия возбуждения составных ядер для всех реакций составляла 21±2 МэВ. Эксперименты выполнены на изохронном циклотроне У-150М Института ядерной физики, г. Алматы. Показано, что поведение массовых распределений Y(m) зависит, в основном, от числа протонов в образующихся тяжелом и легком осколках. Для изотопов одного элемента (237,240,242 Pu) зарядовые распределения осколков Y(Z) практически совпадают. Обнаруженные отличия в поведении выходов масс осколков Y(m) от их энергетических распределений (Ek(m) и σ2(m)) указывают на то, что эти характеристики формируются на разных стадиях процесса деления. Кинетическаятэнергия осколков определяется условиями в точке разрыва ядра, массовые распределения формируются на болеетранних стадиях процесса разделения ядра, где будущие осколки еще соединены толстой шейкой.
Проведены экспериментальные исследования по влиянию статического напряжения (σ), дозы электронного облучения (D) и температуры (Т) на деформацию (ε) во времени (t) необлученного и облученного фторопласта. Комплексное воздействие электронного облучения и напряжения приводит к существенному увеличению деформации вплоть до разрыва. При механических воздействиях с увеличением поглощенной дозы напряжение и относительное удлинение фторопласта уменьшаются, что связано с деградацией основных цепей фторопласта. Облучение политетрафторэтилена при термомеханических испытаниях приводит к уменьшению деформации по сравнению с необлученным материалом.
В статье описан способ получения пористого тантала при термообработке в вакууме покрытий системы тантал-кадмий с различным соотношением тантала и кадмия. Методом БЭТ произведена оценка площади поверхности и показано, что увеличение удельной площади поверхности образцов в пересчете на пористый тантал составляет 277,52 м2/г. Произведено исследование способности полученной пористой структуры к накоплению заряда и рассмотрены процессы, происходящие в пористом тантале при формовке в кислом электролите.
Представлены результаты исследования степени поврежденности ДНК в лимфоцитах периферической крови у жителей п. Долонь (Семипалатинский регион, Восточно-Казахстанская область). Анализировали спонтанный уровень, после in vitro воздействия γ-излучения в дозе 1 Гр и оценку эффективности репарации через 2,5 часа после облучения. Также проведено цитогенетическое исследование спонтанной частоты хромосомных аберраций и радиочувствительности при дополнительном радиационном воздействии. Показано значительное увеличение степени поврежденности ДНК и цитогенетических нарушений у жителей п. Долонь по сравнению с контролем при исследовании спонтанного уровня. Эффективность репарации, определенная с помощью comet-test и радиочувствительность на основе цитогенетического анализа при дополнительном облучении клеток обследуемых, варьировала в значительных пределах у разных индивидуумов. Эти параметры у конкретных индивидуумов могут иметь большое значение для индивидуальной ретроспективной оценки доз при остром или хроническом облучении, или при проживании в радиоконтаминированных регионах. Сравнительный анализ данных, полученных используемыми методами, выявил достоверную положительную корреляцию между спонтанной частотой хромосомных нарушений и эффективностью репарации.
Проведено моделирование на ЭВМ каскадно-вероятностных функций (КВФ) и концентрации вакансионных кластеров в зависимости от глубины h и от числа взаимодействий n. На примере имплантации титана в железо и алюминия в титан показано, что КВФ как в зависимости как от n, так и от h находятся в очень узком интервале области определения, в то время как концентрация кластеров в довольно широком интервале. Имеется обширный максимум, причем концентрация спадает до нуля на конце пробега иона.
В работе представлены результаты исследования содержания искусственных радионуклидов 137Cs, 90Sr, 241Am, 239-240Pu в сосновом бору на участке прохождения следа радиоактивных выпадений от первого ядерного испытания (29.08.49 г.), проведенного на Семипалатинском испытательном полигоне. Установлено, что максимальные значения удельной активности в почве характерны для радионуклидов 239+240Pu и 137Cs, менее значимые – для 90Sr и в единичном случае – 241Am. В объектах растительного происхождения, представленных структурными элементами ствола сосны (Pinus silvestris)), в большей степени накопились 239+240Pu и 90Sr, при этом максимальные значения удельной активности зафиксированы в коре.
В работе приводятся данные комплексных исследований уровней и характера распределения радионуклидного загрязнения в системе «донные отложения – вода – растения» водных объектов техногенного происхождения Семипалатинского испытательного полигона (СИП). Объектами исследования являлись воронки, образованные в результате проведения ядерных испытаний, заполненные водой, расположенные на испытательных площадках «Опытное поле», «Балапан», «Телькем» и «Сары-Узень». В рамках данных исследований проведен сопряженный отбор проб донных отложений, воды, водных, прибрежно-водных и прибрежных растений, в которых проводилось определение содержания техногенных радионуклидов 241Am, 137Cs, 90Sr и 239+240Pu. В результате проведенных исследований рассчитаны коэффициенты распределения (KР) для донных отложений и воды, а также коэффициенты накопления (КН) для растений. На основе полученных результатов дается анализьперераспределения радионуклидного загрязнения в водных объектах техногенного происхождения СИП.
ISSN 1729-7885 (Online)
