Ядролық реакторлардың құрлымдық материалдары – Х18Н9Т және 12Х18Н10Т аустениттік хромникелдік болаттардағы мартенситтік M_d нүктесіне әсері қарастырылды. 2·10²⁰ н/см² (Е>0,1 МэВ) ағын тығыздығына дейін 12X18H10T болатының фазалық y→α ауысуы үшін барынша мүмкін температура 100–75 °C аралығында өзгереді деп анықталған.

Алынған эксперименттік деректерді талдау негізінде тағы басқа Мр сипаттамалық нүктені қарау ұсынылады. М_р – деформацияланатын сәулеленбеген және сәулелендірілген болаттағы тікелей y→α мартенситтік өту қарқындылығының мәндері салыстырылатын созылу температурасы.

Х18Н9Т, 12Х18Н10Т және AISI 316 құрылымдық нейтронды сәулеленуден кейін әртүрлі күштердің стационарлық немесе импульстік электрондарының әсеріне байланысты ішкі кернеулерді релаксациялау бойынша тәжірибелік нәтижелер ұсынылған. Төменгі нейтронды ағындармен (10¹⁶÷10¹⁸ н/см²) сәулелендірілген болаттарда релаксациялық құбылыстардың нәтижесінде кеңею арқылы деформация γ → α өтуі аустенизациядан кейінгі сындық кернеулердің төменгі мәндерінен басталады. Сонымен бірге болат үлгісінің жойылуына жұмсалған механикалық жұмыс көлемін азайту және кірдің беріктігін азайтудың ауытқуы бар. Ішкі кернеулердің релаксациясының ерекшеліктері және түрлі энергияның электрондары арқылы сәулелену кезінде баспайтын болаттардағы α-фаза қалыптасуы анықталды. Нейтрондардың, импульстік немесе стационарлық электрондардың әсерінен туындаған ішкі кернеулердің радиациялық релаксациясы, α-фаза қалыптасуының жағдайларын өзгерту, сәулеленбеген баспайтын болаттан механикалық және коррозиялық қасиеттер деңгейін анықтайды.

Электронды арна бойынша өткізу геометриясында және кері шашырау режимінде рентгенқұрылымдық талдау, растрлық электрондық микроскопия және мессбауэрлік спектроскопия әдістерімен ауыр иондар үдеткішінде ⁵⁷Fe иондарымен сәулелендіруге түскен аустениттік топтағы 12Х18Н10Т тоттанбайтын болаттағы фаза-құрылымдық түрленулерге зерттеулер өткізілді. Рентгендифрактометрлік әдіс және мессбауэрлік спектроскопия бастапқы болаттарда аустениттік түрдегі монофазаны көрсетті. Сәулелендірілген үлгілерде басымдылықты фаза бұрынғысынша аустенит болып қала береді, және де аз мөлшерде сәулелендірумен қоздырылған мартенситтік фаза болады.

Газды жылу тасымалдағышы бар жоғары температуралы ядролық реакторлардың энергия генерациялауға, төмен әлеуетті және жоғары әлеуетті жылуды қажет ететін өнеркәсіп салаларында қолдануға арналған жеңіл сулы және ауыр сулы ядролық реакторларға қарағанда кейбір артықшылықтары бар. Аталған типтегі реактор қондырғыларын жобалау және пайдалануға енгізу үшін тиісті технологияларды дамыту қажет. Мұндай технологияларға ядролық таза графит өндірісі, микротвэлдердің пирокөміртекті қорғаныс жабынын жалату, гелий өндірісі жатады. Украина ҰҒА Газ институтында осы бағыттағы ғылыми-зерттеу және тәжірибелік-конструкторлық жұмыстар циклі өткізілді. Зерттеу нәтижелері графитті жоғары тазалық дәрежесіне дейін тазартудың энергиялық тиімді және экологиялық таза технологиясын жасауға мүмкіндік береді. Электротермиялық псевдосұйылтылған қабаты бар реакторларда микротвэл моделіне пирокөміртекті жабын жалату бойынша зерттеулер жүргізілді. Құрамында пирокөміртегі бар материал алынды (2-ден 97% мас. дейін). Табиғи газдан гелий концентратын алудың криогендік технологиясы әзірленді. Газды жылу тасымалдағышы бар ядролық реакторлардың ілеспе технологияларын дамыту бағытындағы зерттеулерді жалғастыру үшін EVRATOM және Horizon 2020 гранттық бағдарламаларына қатысуға өтінім беруге арналған халықаралық консорциум құрылады.

Жер атмосферасына шапшаң және жылулық нейтрондардың кеңістікті таралу мәселесі қарастырылды. Нейтрондардың жас теориясына 1 МэВ аспайтын энергия көзі кезіндегі жазық радиоактивті көзден шапшаң нейтрондар өрістерінің дұрыс сипаттамасы беріледі. Атмосфералық әртектілік әсері көздің 20-25 км астам биіктігіне ықпал етеді. Баяу нейтрондар ағынының тығыздығы атмосфералық әртектіліктің екі параметріне жуық қашықтықта нөлге дейін төмендейді.

Мақалада ҚТМ токамактағы сутектік газдың омикалық бұзылуын жүзеге асыру үшін тоқ сценарийлердің есептелген нұсқалары ұсынылған. КТМ токамак үшін негізгі шарттар мен шектеулерді ескере отырып, вакуум камерасындағы негізгі бұзылу параметрлері және бұзылу сәттегі магнит өрісінің конфигурациясы келтірілген Тоқ сценарийлер Plasmaless Tokscen есептеу кодын пайдалану арқылы дайындалған. Бөлінудің жүзеге асырылуының есептік бағалауларына сүйене отырып, КТМ токамак жұмысын бастау үшін қажетті параметрлердің оңтайлы мәндері таңдалды.

Мақалада ҚТМ токамактағы плазманың электрондық тығыздығын өлшеуге арналған ӨЖЖ диагностикасының кешені қарастырылады. ҚTM плазмасының электрондық тығыздығын өлшеу бойынша алғашқы тәжірибелік нәтижелері және де ӨЖЖ диагностиканың құрамы ұсынылған, оларды орындау және орналастырудың техникалық ерекшеліктері талқыланады. ӨЖЖ құрылғылардың жұмыс істеу принципіне және диагностиканың токамакта орналасқан жеріне ерекше көңіл бөлінеді.

Жұмыстың өзектілігі ТЯР диверторының плазмаға айналдырылған материалы ретінде вольфрамды алғандығымен негізделеді. Осыған орай Атом энергиясы институтында вольфрамдағы карбиттік жабындарды алу және зерттеу бойынша жұмыстар жүргізілуде. Плазма-шоқты қондырғы шартында метан плазмасының әсері бойынша эксперименттерден кейін үлгілердің беткі қабаттарының фазалық құрамын бақылау жүргізілуде. Рентгенфазалық талдау құрылымдылық және отын материалдарын сынау зертханасында жүргізіледі. Фазалық құрамын анықтау – рентгенфазалық талдаудың әдеттегі міндеттері. Фазалық құрамдағы өзгерістер кезінде болатын құрылымдылық транформациялар вольфрамның өзінің кристалдық құрылымының қайта түрленуі үдірістері алдында болуы мүмкін. Нәтижелерге түсініктемелер беру талданатын заттар туралы қосымша мәліметтерді қатыстыруды талап етеді. Мақалада вольфрам бетінің көміртегімен әсері кезіндегі фазалық қайта айналу варияциялары қарастырылған, фольфрамның метан плазмасымен әсеріне дейінгі және кейінгі құрылымдылық сипаттары қайта талданды. Оларды өлшеу және есептеу ерекшеліктері сөз етілді. Құрылымдылық параметрлерінің есебінің нәтижесі келтірілді. Ұсынылған әдістеме материалдардың құрылымдылық-фазалық жағдайын зерттеудің замануи әдістердің физикалық негіздер көзқарасы бойынша негізделген болып саналады.

Бұл жұмыста ИГР реакторының төмен байытылған уранды (ТБУ) және жоғары байытылған уранды (ЖБУ) отынының әртүрлі температура және цикл саны «қыздыру-суыту» бойынша термиялық циклдан кейінгі механикалық сынақ нәтижелері келтірілген. Термиялық сынақтардың режимінің тәуелділігіне байланысты ТБУ және ЖБУ отынының беріктілік қасиеттерінің өзгерісі анықталды.

Аталған жұмыста кешігуші энергия шығару көздерінің параметрлері анықталды, бөліну энергиясының уақытша таралуын ескере отырып, реактордың нүктелік кинетикасының математикалық моделі жасалды. Бұл есептік зерттеулер ИГР реакторындағы экспериментке дайындық сатысында қажетті қуат диаграммасын дәл таңдауға көмектеседі.

Бұл мақалада бұрын дамыған плазмалы беткі түйісуінің екінші ретті электрондық эмиссияның тұрақсыздығының математикалық моделіне негізделген зондтың автотербелістік режиміндегі әдістемесінің эксперименттік анықтауының нәтижесі келтірілген. Зондтың автотербелістік режиміндегі әдіс бойлық магнит өрісі бар сәулелі-плазмалық қондырғының ось аймағындағы сәулелі-плазмалық разрядтың плазмасының параметрлерін өлшеуге арналған. Төмен индуктивті резистивті кернеу бөлгішті, Роговский белдеуін мен тоқ шунттын және Холл әсеріндегі тоқ өлшеуішті пайдалана отырып, зондтың тоғын және кернеуін өлшеуге арналған схема құрастырылды. Сәулелі-плазмалық разрядтың ось аймағындағы иондық тоғының тығыздығы анықталды.

Бұл жұмыста ИГР реакторында эксперименталды құрастырмаларды пайдалану және сынау тәжірибесі қарастырылды, термопарлы құрастырудың жаңа конструкциясы ұсынылды.

Мақалада жылутасымалдаудың шектеулі саны бар ауданына – натрий балқымасы – және балқымадағы қалдықты энергия бөлінудің бар болуы кезінде оны салқындата отырып белсенді аймақ материалдарының балқымасының жылжу үдірістерін зерттеуге арналған эксперименталдық құрылғының нейтронды-физикалық есептерінің нәтижесі берілген. Моделді жылутасымалдағыш жинақтың биіктігі бойынша энергия бөлінудің таралуының есептік мағынасы алынды. Отында және эксперименталдық құрылғының конструкциялық материалдарынын-дағы энергия бөлінудің реактордың белсенді аймағындағы энергия бөлінуге қатысты көлеміне баға берілді.

Зерттеу объектісі ИВГ.1М реакторының төмен байытылған отыны бар (ВОТК-НОУ №24) суды салқындататын технологиялық канал болады. Ansys Fluent есептік бағдарламада ИВГ.1М реакторының ССТК кеуектік екі өлшемдік өске симметриялық модель әзірленді, бір жылу шығаратын элементтің сегментіне дейін (твэл) жеңілдетілген, жылу шығаратын жинақтың (ЖШЖ) жұмыс моделі оңтайландырылды. П17-08 іске қосудың эксперименттік деректерімен стационарлық есептеу нәтижелерін салыстыру жолымен есептік модельдерді тексеру іске асырылды. Әзірленген модельдер қауіпсіздікті негіздеу бойынша апаттық жағдайлардың жылу физикалық есептерді жүргізуге мүмкіндік береді.

Осы жұмыс IVG.1M реакторындағы жылу асымалдағыштың белсенділігін бағалауға және сынама гамма-спектрометриялық әдісімен төмен байытылған уран (ТБУ) бар эксперименттік су-салқындатылған технологиялық арналардың (ССТА) жанармай твэлдердің бөлінгіш өнімдердің (БӨ) шығымдылығын бағалауға арналған. Мақалада гамма-спектрометриялық әдіс көмегімен IVG.1M реакторындағы салқындатқышта БӨ шығымдылығын анықтау үшін екі эксперименталды ССТА-ТБУ зерттеуінің нәтижелері келтірілген. Реактордағы 630 МВт∙сағ дейінгі электр энергиясын шығаратын диапазондағы эксперименталдық ССТА-ТБУ және тұрақты ССТА -дан БӨ шығуының өзгеруін салыстырмалы талдау ұсынылды. Зерттеу нәтижелері 30-дан астам реакторлық эксперимент жүргізген кезде БӨ-нің кірістілігінің ауытқулар кезінде өзгермейтіндігін көрсетеді. Баяндамада R/B = 5·10⁻⁷-ге дейін тіркелген барлық БӨ-лердің орташаланған эксперименттік ССТА-ТБУ -дан алынған БӨ өнімділігі R/B = 7·10⁻⁷тығыздалған отын шыбықтары үшін есептелген кірістілікпен салыстырғанда қолайлы деп санауға болады.

Мақала, станция жұмысының тиімділігіне сейсмикалық аппаратурасы параметрлерінің ықпалын талдау мақсатында, «Подгорное» станциясы сейсмикалық шуларының сипаттамасын түбегейлі талдауына арналған.

Мақалада, радиоактивті қалдықтарды (РАҚ) тереңде сақтау үшін зерделенудегі Қосшоқы учаскесіндегі көпжылдық гидрогеологиялық мониторингі бойынша деректері келтірілген, 7 жыл осы аумақтың гидрогеологиялық жағдайларын зерделеудің нәтижелері қорытындалған, РАҚ оқшаулауына пайдалануға мүмкін объектіні орналастыру жерлері бағаланған. Жұмыстарды жүргізу нәтижелері бойынша сүзілу коэффициенттері мәндерінің карта-сұлбасы, изогипстер картасы салынған, жерсаты сулардың маусымдық және уақыттық өзгерілуін бағалауы алынған.

Мақалада, ҚР ҰЯО РМК станциялары желісінің 1994–2002 жылдардың мұрағаттық цифрлық сейсмограммалары бойынша, Орталық Азияның сейсмикалық бюллетенін жасау бойынша жұмыстардың нәтижелері келтірілген. Деректерді өңдеу әдістемесі келтіріледі, өңдеу нәтижелері сипатталған, сондай-ақ бюллетеньді қолдану үшін міндеттер шеңбері сипатталған. Жасалған бюллетень сейсмологияның бір қатар міндеттерінде белсенді пайдалануда, мысалы, бұрын асейсмикалық болып саналатын, Қазақстан аудандарының сейсмикалық қауіпін бағалау, техногендік сейсмикалылықтың мониторингі ж.б. үшін.

Мақалада ҚР ҰЯО Радиациялық қауіпсіздік және экология институтының базасында цитогенетикалық биологиялық дозиметрия әдісін - адамның перифериялық қанының лимфоциттарында цитокинезді бұғаттау арқылы микроядролық тестілеуді меңгеру ұсынылған. Цитокинезді бұғаттау арқылы микроядролық тестілеуді сынау Carl Zeiss AxioImager Z2 фирмасының электрондық флуоресценттік микроскоп базасында автомат-тандырылған цитогенетикалық платформаны және Metafer 4/MSearch (MetaSystems, Германия) метафазаларды автоматты іздеу және талдау жүйесін пайдалана отырып жүргізілген. Анықталғандай, зерттеліп жақтан топтарда 1000 екі ядролы клеткаларға келетін микроядролардың базалық жиілігі 2,12-ден 18,1 дейін құбылады, бұл әлемдегі стандартты аялық мәндерге сәйкес келеді (әдеби деректер бойынша).

Бұл жұмыс спин-орбиталдық және кулондық өзара әсерлесумен ядролық реакцияның қатты байланысқан арналарының әдісін пайдалана отырып, FRESCO 2.8 бағдарламалық қамтамасыз ету көмегімен оптикалық потенциалдың оптимальды параметрлерін анықтау әдісімен нейтрондар саны артық литий-11 изотоптарының экзотикалық ядроларындағы сутегі ядроларының серпімді шашырауының дифференциалдық қимасын есептеу болып табылады. Литий үшін J^P=3/2⁻ күйі таңдалды. Шашырау потенциал элементтерінің формалары вудс саксондық түрде алынды. Потенциал параметрлерін таңдау, 1992 жылы Жапонияда RIKEN циклотронындағы лабораториялық координаттар жүйесінде 62 МэВ энергиясы кезінде жүргізілген p+¹¹Li шашырауы бойынша эксперименттен алынған деректерге негізделген. Осы жұмыста потенциалдың көлемдік және спин-орбиталдықтбөліктері, сонымен қатар әсерлесу диффузиялығының мәні нөлдік немесе нөлдік деңгейге жақын екені анықталды. Алдыңғы жартылай сферадағы шашыраудан алынған қима шамасы тиісті резерфорд қима шамасынан 70–75 есе асып түседі, ал артқы жартылай сферада, керісінше кулондық күштер басым. Теориялық мәндер эксперименталды мәндермен нақты сәйкес келеді.

Атқылаушы альфа-бөлшектердің Eα = 29 МэВ энергиясы кезінде ²³²Th (α, f), ^{233, 236, 238}U (α, f) және ²⁴⁰Pu (α, f) реакцияларында пайда болған ²³⁶U, ^{237, 240, 242}Pu, ²⁴⁴Cm құрама ядролардың бөліну жарықшақтарының массалық- энергетикалық үлестірілулері туралы эксперименттік деректер келтірілген. Барлық реакциялар үшін құрама ядролардың қозу энергиясы 21±2 МэВ құрады. Эксперименттер Алматы қаласындағы Ядролық физика институтының У-150М изохронды циклотронында орындалған. Y(m) массалық үлестірілулердің ісқимылы, негізінен, ауыр және жеңіл жарықшақтардағы пайда болатын протондар санына байланысты екені көрсетілген. Бір элементтің (^{237, 240, 242}Pu) изотоптары үшін Y(Z) жарықшақтарының зарядтық үлестірілуі іс жүзінде сәйкес келеді. Жарықшақтардың масса шығуларының іс-қимылындағы олардың (Ek(m) және σ²(m)) энергетикалықтүлестірілуінен айқындалған айырмашылықтары осы сипаттамалар бөліну процесінің әртүрлі кезеңдерінде қалыптасатындығына көрсетеді. Жарықшақтардың кинетикалық энергиясы ядроның үзілу нүктесіндегі жағдайлармен анықталады, массалық үлестірілу ядроның бөліну процесінің ерте сатыларында қалыптасады, онда болашақ жарықшақтар сонымен бірге қалың мойыншамен жалғастырылған.

Сәулеленбеген және сәулеленген фторопласт уақытында статикалық кернеудің (σ), электрондық сәулелену дозасының (D) және деформацияға (α) температураның (T) әсері бойынша эксперименттік зерттеулер жүргізілді. Электронды сәулелендіру мен кернеудің кешенді әсері үзілуге дейін деформацияның елеулі артуына әкеледі. Сіңірілген дозаның ұлғаюымен механикалық әсер ету кезінде фторопласттың кернеуі мен салыстырмалы ұзаруы азаяды, бұл фторопласттың негізгі тізбектерінің тозуымен байланысты.Термомеханикалық сынақтар кезінде политетрафторэтиленнің сәулеленуі сәулеленбеген материалмен салыстырғанда деформацияның азаюына әкеледі.

Мақалада, вакуумда термиялық өңдеу арқылы тантал-кадмий жабын жүйесіндегі тантал мен кадмийды әртүрлі мөлшерде қосып, кеуекті тантал жасау тәсілі сипатталған. Бетінің ауданын БЭТ әдісімен бағалап, үлгілердің меншікті ауданын кеуекті танталға аударғанда 277,52 м2/г-ге көбейгені көрсетілген. Жасап шығарылған кеуекті құрылымның заряд жинау қабілеті зерттеліп, қышқыл электролитте кеуекті тантал құрылу кезінде болып жатқан процесстер қаралған.

Долон аулының тұрғындарының перифериялық қан үлгілерінің лимфоциттеріндегі ДНҚ зақымдану дәрежесінің көрсеткіші келтірілген (Семейөңірі, Шығыс-Қазақстан облысы). Іn vitro жағдайында 1 Гр дозасымен γ-сәулеленуден кейінгі спонтанды көрсеткіштерге талдау жасалды және сәулеленуден 2,5 сағаттан кейінрепарация тиімділігіне баға берілді. Бұдан басқа да қосымша радиациялық сәулелену кезіндегі спонтанды хромосомдық аберрациялардың кездесу жиілігіне цитогенетикалық талдау жүргізілді. Бақылау тобында кездескен спонтанды көрсеткішпен салыстырған кезде, Долон тұрғындарында ДНҚ зақымдану және цитогенетикалық бұзылулар көрсеткіші жоғары болды. Comet-test арқылы анықталған репарацияның тиімділгі және радиосезімталдығы цитогенетикалық талдау негізінде зерттелушілердің жасушаларын қосымша сәулелендіргенде адамдарда көрсеткішітер дәрежесі әртүрлі болып ауытқыды. Бұл параметрлер жіті немесе созылмалы сәулеленуге, жеке ретроспективті дозасына баға беруге немесе радиосәулеленумен жанасатын өңірлерде тұратын жеке тұлғаларда ерекше орынға ие болуы мүмкін. Әдістемелерді қолдана отырып, алынған нәтижелерге салыстырмалы талдау жасау жүргізгенде спонтанды хромосомдық бұзылулар жиілгі мен репарацияның тиімділігі арасында оң корреляция бар екендгі байқалды.

ЭЕМ-де каскадты-ықтимал функцияларды (КЫФ) және h тереңдігіне және n өзара іс-қимыл санына байланысты бос орын кластерлерінің шоғырлануын модельдеу жүргізілді. Титанға титан және темір алюминийге имплантациясы мысалында КЫФ n-ге, сондай-ақ h-ға байланысты анықтау аймағының өте тар интервалында, ал кластерлердің шоғырлануы өте кең интервалда екенін көрсетеді. Үлкен максимум бар, және шоғырлану ион жүрісінің соңында нөлге дейін түседі.

Жұмыс барысында, Семей сынақ полигонында өткізілген бірінші ядролық сынақтан кейінгі (29.08.49ж.) радиоактивті түсу іздері өтетін телімдегі қарағайлы орманда ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ²⁴¹Am, ^239-240Pu жасанды радинуклид-терінің құрамын зерттеу нәтижелері келтірілген. Топырақтағы тиесілі белсенділіктің максималды мәні – ^239+240Pu және ¹³⁷Cs үшін, ал төмен мәні – ⁹⁰Sr және жалғызілік жағдайда – ²⁴¹Am радионуклидтері үшін тән. Құрылымдық элементтер түрінде келтірілген шығу тегі өсімдік тектестер нысаны қарағай діңінде (Pinus silvestris) ^239+240Pu мен ⁹⁰Sr жоғары дәрежеде жинақталған, сонымен бірге тиесілі белсенділіктің максималды мәні қабығында да анықталды.

Бұл жұмыста, Семей сынақ полигонындағы (ССП) шығу тегі техногенді су нысандарында «түптік шөгінділер – су - өсімдік» жүйесінде радионуклидтік ластанудың таралу сипаты мен деңгейін кешенді зерттеу деректері келтірілді. Зерттеу нысандары ретінде «Тәжірибе даласы», «Балапан», «Телкем» және «Сары өзен» сынақ алаңдарында орналасқан ядролық сынақтар өткізу нәтижесінде пайда болып, суға толған қазаншұңқырлар алынды. Аталған зерттеулер шеңберінде түптік шөгінділердің, сулардың, жағалау-судағы, жағалаудағы, судағы өсімдіктердің сынамалары қатар алынып ²⁴¹Am, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr және ^239+240Pu техногенді радионуклидтердің құрамын анықтау жұмыстары жүргізілді. Өткізілген зерттеулердің нәтижесінде, түптік шөгінділерде және суда коэффициенттердің таралуы (Кт), сонымен қатар өсімдіктерге арналған жинақталу коэффициенттері (Жк) есептелді. Алынған нәтижелердің негізінде, ССП-ғы шығу тегі техногенді су нысандарында радионуклидтік ластанудың қайта таралуына талдама жасалды.