В работе приводятся результаты определения радиометрических параметров блока детектирования быстрых нейтронов (БДБН), а также результаты термоциклических испытаний, испытаний на термостойкость и на радиационную стойкость детекторов БДБН. Проанализирована возможность энергетической калибровки алмазных детекторов встроенными радиоизотопными источниками с учётом активации конструкционных материалов ВНК в процессе эксплуатации.

В данной работе представлена численная модель, описывающая обтекание мишени плазменным потоком с параметрами, характерными для мощных плазменных ускорителей (КСПУ, МКТ, МК-200). Движение плазмы в модели описывается системой уравнений магнитной гидродинамики. Уравнение состояния плазмы и термодинамические функции получены методами статистической физики. В результате расчетов получено распределение плотности, давления, скорости плазмы вблизи поверхности мишени.

В работе описываются датчики давления, применимые в экспериментах на плазменных ускорителях. Представлен возможный вариант конструкции датчиков, предложены методы их защиты. Предложен метод обработки результатов измерений датчиков.

В условиях высоких нагрузок существует риск выхода из строя отдельных линий наблюдения ВНК. Целью настоящей работы является проверка устойчивости алгоритмов восстановления в таких сценариях. В работе показано, что восстановление нейтронного профиля с требуемыми точностью, пространственным и временным разрешением в базовом сценарии горения плазмы ИТЭР возможно при потере не более 5 линий одной из подсистем или не более 2 линий, направленных одновременно в центр или на периферию плазменного шнура.

Данная работа посвящена исследованию режимов работы входной ионизационной камеры двухступенчатого квазистационарного сильноточного плазменного ускорителя при использовании водорода и гелия в качестве рабочего газа с целью выявить условия полной ионизации рабочего тела, определить эффективность энерговклада в разряд и его верхнюю границу, обуславливаемую эрозией электродной системы.

В работе представлены результаты моделирования и анализа отклика Нейтронного Спектрометра, входящего в состав диагностического комплекса - анализатор атомов перезарядки ИТЭР. Основными задачами исследования стали разработка расчетной модели спектрометра, создание программного кода для моделирования работы детекторов в различных сценариях разряда токамака и тестирование алгоритма восстановления нейтронного спектра и ионной температуры.

В работе проведён нейтронно-физический анализ основной системы контроля динамики термоядерной мощности Диверторный Монитор Нейтронного Потока (ДМНП) токамака ИТЭР, подлежащей калиброке in-situ с помощью расчётного кода OpenMC, включащий в себя расчёт транспорта нейтронов и фотонов, нагрева и скорости деления материала радиаторов детекторных узлов ДМНП. Разработано специальное ПО для создания источника плазмы в OpenMC. Проведено сравнение результатов расчёта и производительности MCNP и OpenMC.

В рамках работы рассматривается возможность использования компактного нейтронного генератора с запаянной трубкой типа НГ-14 производства ФГУП «ВНИИА» в качестве in-situ калибровочного источника для токамака EAST, Китай. Полный нейтронный выход генератора может достигать ~2×10¹⁰ и ~2×10⁸ н/сек для Д-Т (характерная энергия нейтронов E_n~14,1 МэВ) и Д-Д (E_n~2,5 МэВ) нейтронной трубки, соответственно.

Создана двухканальная система ионного циклотронного резонансного нагрева на стеллараторе Л-2М, позволяющая вводить в плазму ВЧ излучение мощностью 2 кВт. С помощью созданной системы была проведена предварительная ионизация плазмы, предшествующая созданию плазмы омического нагрева в стеллараторе Л-2М. В экспериментах по предварительной ионизации было продемонстрировано уменьшение на ~15 % напряжения на обходе непосредственно перед пробоем рабочего газа.

Cоздание эффективной конструкции тритиевого бланкета, способного обеспечить максимальный выход трития путем тщательного подбора и оптимизации параметров его компонентов. Проведенный анализ показал, что  толщина слоя лития должна составлять около 25 см. Слой бериллия составляет примерно 4 см. Величина углеродного слоя находиться в пределах 30-50 см. Выполненная работа позволила разработать и оптимизировать конструкцию тритиевого бланкета для термоядерного реактора ИТЭР. 

В данной работе представлена численная модель воздействия интенсивного плазменно-теплового потока на вольфрам с покрытием из карбида бора. Целью моделирования было получения распределения температуры в материале в ходе облучения. Для решения системы дифференциальных уравнений использовался метод конечных элементов. Сделаны оценки скорости эрозии и срока службы покрытия B₄C на вольфраме для условий, соответствующих ослабленным и неослабленным срывам в токамаке ИТЭР. 

Целью работы является модификация технологии пайки, применяемой при производстве ОПЭ ЦСД установки ИТЭР, с целью её адаптации для изготовления аналогичных компонентов в рамках проекта ТРТ. Ключевым аспектом разработки выступает внедрение в процесс пайки припоя на основе титана, обладающего коррозионной стойкостью к воздействию жидкого лития.