Исследован газодинамический источник сверхзвукового молекулярного пучка. Изготовлены элементы узлов системы подпитки и гашения плазмы на основе ГДИ, предназначенные для установки источника на токамаке КТМ. Получены данные о параметрах сверхзвукового газового потока для аргона, водорода и гелия при максимальном давлении перед соплом ГДИ 0,6 МПа и длительности импульса до 200 мс. Результаты выполненной работы будут в дальнейшем использованы при создании системы подпитки и гашения плазмы на токамаке КТМ и отработке режимов ввода водорода в плазму токамака.*

Исследована математическая модель нестационарного равновесия плазмы в токамаке. Представлены описания и результаты выполненных работ по данной теме: разработка расчетных модулей кода расчета устойчивости равновесия плазмы в токамаке; тестирование расчетных модулей кода расчета устойчивости равновесия плазмы в токамаке; интеграция кода расчета устойчивости равновесия плазмы в токамаке в эволюционный код моделирования плазмы.*

Исследована экспериментальная отработка методики омического нагрева плазмы токамака КТМ. Получены расчетные оценки сценария омического нагрева плазмы и разработаны схемы экспериментов на токамаке КТМ. Проведены настройка систем токамака КТМ для отработки методики омического нагрева плазмы, уточняющие расчеты по коду MMF для выбора исходных режимов получения нуля поля, эксперименты на токамаке КТМ и расчеты по коду MMF для уточнения режимов пробоя, эксперименты на токамаке КТМ по получению пробоя и омического нагрева плазмы. Обработаны результаты экспериментов на токамаке KTM, обобщены результаты выполненной работы.*

Разработана и создана система визуализации плазменного шнура токамака КТМ на основе специального оптоволоконного жгута с максимально возможным углом обзора с одновременной регистрацией двумя видеокамерами: высокоскоростной и медленной, проведена доработка и настройка системы визуализации диверторной области.*

Выполнены работы по подготовке плазменно-пучковой установки (ППУ) и систем стенда к экспериментам по исследованию диапазона режимов работы плазменно-пучковой установки. Проведены эксперименты по достижению максимально возможных параметров электронного пучка и плазменно-пучкового разряда. Выполнен ряд экспериментов по отработке методики определения параметров плазменно-пучкового разряда и электронного пучка установки. Установлено, что при определенных условиях, обмен зарядами между плазмой и поверхностью мишени в плазменно-пучковой установке становится неустойчивым и может приводить к усилению высокочастотных флуктуаций падения потенциала в приповерхностных слоях объемного заряда, что существенно изменяет спектр бомбардирующих поверхность мишени ионов. Обнаружено явление вторично-эмиссионной неустойчивости плавающего потенциала неохлаждаемой мишени из тантала, при его взаимодействии с сильно неравновесной водородной плазмой.*

Представлены результаты по двум параллельным направлениям в области изучения свойств реакторных материалов: изучению теплофизических свойств (ТФС) кориума различного состава и изучению коррозионных свойств под нагрузкой облученных нейтронами стальных элементов конструкции реактора. По проблеме изучения коррозионного поведения конструкционных стальных материалов проведены коррозионные испытания при температуре 400 {o}С необлученных и слабооблученных образцов аустенитной нержавеющей стали при постоянной скорости деформации, а так же длительные (5000 ч) коррозионные испытания слабооблученного образца при наличии постоянной растягивающей нагрузки. Получены результаты исследований изменения структуры и физико-механических характеристик слабооблученных конструкционных реакторных материалов после коррозионных испытаний. По проблеме изучения (ТФС) кориума различного состава получены компактные слитки прототипа кориума. Выполнены исследования их микроструктуры, фазового и элементного составов полученных прототипов кориума, а так же определены их теплофизические свойства при комнатной температуре. На установке УТФИ-2 проведены измерения ТФС прототипов кориума различного состава в диапазоне температуры от комнатной до 450 {o}С в инертной газовой среде и условиях динамического вакуума.*

Исследованы конструкции реакторных ампульных устройств для проведения исследований взаимодействия изотопов водорода с тритийгенерирующими материалами. Проведен аналитический обзор зарубежной и отечественной научно-технической, патентной информации. Изготовлены два экспериментальных устройства для проведения внереакторных и реакторных экспериментов по исследованию взаимодействия изотопов водорода с тритийгенерирующими материалами. Выполнены теплофизические расчеты для данных конструкций ампульных устройств, которые позволили определить условия проведения реакторных экспериментов с литием и свинцово-литиевои эвтектикой. Проведены внереакторные и реакторные эксперименты по исследованию взаимодействия водорода и дейтерия с литийсодержащими материалами (литием и свинцово-литиевой эвтектикой). С помощью компьютерного моделирования описаны экспериментальные зависимости поглощения водорода литием и дейтерия свинцово-литиевой эвтектикой, в результате чего были определены аррениусовские зависимости константы скорости взаимодействия дейтерия с эвтектикой, водорода с литием и рассчитаны основные параметры взаимодействия, такие, как энергии активации процессов и предэкспоненты в аррениусовской зависимости процесса сорбции.*

Проведены работы на реакторных и нереакторных установках. Определено время проплавления внутренней трубы, скорость перемещения расплава по этой трубе, определена глубина проникновения струи расплава в бассейн с жидким натрием и форма струи. Подтверждена возможность перемещения расплава в нижний пленум теплоносителя реактора на быстрых нейтронах, а также получены экспериментальные данные по физико-химическому составу расплава после взаимодействия его с жидким натрием.*

Исследованы компоненты информационно-измерительной и управляющей системы реакторной установки ИВГ.1М. В отчете представлены результаты по обзору существующих информационно-измерительных систем реакторных установок, эксплуатируемых в Республике Казахстан. Рассмотрена структура каналов контроля и автоматической защиты подсистем КИП, САУ реакторной установки ИВГ.1М, проведен расчет и анализ эксплуатационных параметров, отражающих надежность систем (назначенный ресурс работы, время восстановления, коэффициент готовности, наработка на отказ). Проведен выбор оборудования и предложена схема макета информационно-измерительной и управляющей системы реакторной установки ИВГ.1М. Проведена разработка мнемосхем экранов операторов, модулей аварийной и предупредительной сигнализации, выдачи сообщений операторам. Произведена разработка структуры базы данных. Представлены результаты автономной наладки системы.*

С применением системы 15 критериев ядерной, радиационной и экологической безопасности, надежности и экономичности выполнен системный анализ наиболее перспективных проектов энергетических ядерных реакторов АЭС на тепловых нейтронах с водой под давлением типа PWR, разрабатываемых в различных странах. На основе полученных данных впоследствии будет проведен системный сравнительный анализ всех рассмотренных проектов реакторов с целью подготовки рекомендации для выбора проектов энергетических реакторов для строительства в Казахстане.*