Узагальнено результати основних напрямків наукових досліджень і науково-технічних розробок у галузі ядерної фізики, радіаційного реакторного матеріалознавства, нейтронних досліджень конденсованого стану речовини, радіаційної фізики напівпровідників, радіобіології, виробництва радіонуклідів.

Подано концепцію компактного ядерного реактора простої конструкції для промислового теплопостачання. Дію реактора основано на псевдозрідженні з використанням циркуляції води під тиском. У разі аварії паливо автоматично видаляється з реактора під дією сили ваги. Реактор відрізняється наявністю систем пасивного охолодження й автономної безпеки. Капсули відпрацьованого палива не є відходами ядерного палива, оскільки завдяки формі і розмірам вони можуть бути використані для опромінювання сільскогосподарських продуктів і за іншим призначенням.

Розглянуто модель ксенон-йодних коливань у ядерному реакторі з урахуванням зворотних зв'язків за потужністю і ксеноном. Показано генетичну спорідненість вихідних динамічних рівнянь із рівняннями тримолекулярної моделі хімічного орегонатора. Проведено локальне дослідження стійкості системи.

На основі раніш розроблених критеріїв теплогідродинамічної подоби встановлено, що інтегральні стенди ІСБ та ПСБ не відповідають у повній мірі умовам моделювання реакторного контура ВВЕР 1000. Обгрунтовані технічні заходи по удосконаленню цих стендів.

Приведена коротка історія становлення атомної енергетики та висвітлені основні недоліки її розвитку. Криза в атомній енергетиці пов'язується з проблемами використання та захоронення радіоактивних відходів уран-плутонієвого паливного циклу. Як альтернатива розвитку атомної енергетики пропонується та обгрунтовується уран(233)-торієвий паливний цикл.

Запропоновано концепцію ядерного реактора, в якому аварійний захист базується на виведенні частини палива з реактивної зони. Проведено розрахунки характеристик активної зони реактора даної конструкції.

Запропоновано концептуальні рішення щодо архітектури інформаційної моделі та моделі життєвого циклу документів проектної бази (ДПБ) ядерних установок, принципи організації роботи з електронними ДПБ та загальні вимоги до єдиної автоматизованної системи ДПБ ядерних установок.

Розглянуто основні групи конструкційних матеріалів для ядерних енергетичних установок. Проаналізовано їх сумісність з рідкометалевими теплоносіями. Обгрунтовано способи захисту шляхом регулювання взаємних потоків масоперенесення.

Сучасні системи контролю та керування енергетичним обладнанням у складі автоматизованої системи керування технологічними процесами АЕС базуються на детермінованому підході до логічного аналізу режимів роботи устаткування, що має на меті не допустити вихід контрольованих ними параметрів за завчасно встановлені граничні рівні. Для надійного запобігання пошкодженням, які можуть виникнути в головному устаткуванні ЯЕУ, цього недостатньо. Передбачено створення експертної системи на базі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування.

Шумові сигнали на виході вимірювачів головних технологічних параметрів ядерної енергетичної установки (нейтронного потоку, динамічного тиску тощо) несуть важливу інформацію про технічний стан устаткування. Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглядаються як багатомірні випадкові вектори. Автоматичну класифікацію цих векторів у розроблених алгоритмах реалізовано на основі функції вірогідності, зокрема байесівського класифікатора та розв'язуючих функцій. Застосування байесівського класифікатора базується на побудові багатомірних розподілів ймовірностей у ознаковому просторі відповідної мірності, за допомогою якого описано випадкові вектори-реалізації відповідних образів, що підлягають автоматичній класифікації.

Висвітлено результати спільних міжнародних проектів на промисловому майданчику Чорнобильської АЕС, спрямованих на вирішення проблем зняття з експлуатації ядерних установок, поводження з радіоактивними відходами, перетворення об'єкта "Укриття" на екологічно безпечну систему. Розглянуто питання щодо екології зони відчуження та радіаційно-забруднених територій. Відображено медичні аспекти аварії на Чорнобильській АЕС, а також соціально-економічні проблеми Славутича, пов'язані з закриттям Чорнобильської АЕС, можливості інвестицій і розвитку бізнесу в Спеціальній економічній зоні "Славутич".

На базі даних Міжнародної системи ядерної інформації (IНIС) проведено порівняння кількості публікацій в галузі атомної енергії 1993-1996 років з потужністю АЕС у 18 найбільш розвинених країнах. Визначено частку авторів, які мають публікації у своїй країні та за кордоном, і частку зарубіжних авторів, які публікуються у даній країні. Проаналізовано структуру наукових зв'язків у цій галузі між різними країнами та наведено розподіл опублікованих робіт за формою (журнальні статті, доповіді на конференціях, звіти). Перелічено вітчизняні та зарубіжні журнали, де переважно публікуються українські автори робіт з ядерної тематики, та підраховано кількість публікацій вітчизняних вчених у них.

За результатами виконаних раніше досліджень високотемпературних газових реакторів доведено можливість заміни стрижневих тепловидільних збирань ВВЕР-1000 кульовими з багатошаровим керамічним покриттям, що виключатиме можливість розплаву активної зони та виходу уламків ділення.

Запропоновано результати валідації коду RELAP5/M3.2 стосовно даних перехідного процесу під час розвантаження енергоблока ВВЕР 1000/320 внаслідок відключення турбонасоса. Одержано задовільне узгодження розрахункових та експлуатаційних даних.

У рамках моделі ковзання - переповзання дислокацій теоретично з'ясовано злам температурної залежності швидкості повзучості металевого зразка, що опромінюється. Порівняно експериментальні й теоретичні дані. Високий рівень збігу дозволяє оцінити деякі параметри моделі.

Показано, що створення в Україні повного замкненого паливного циклу на основі фторидних технологій дозволить атомній енергетиці та промисловості стати найбільш надійною, безпечною, екологічно чистою та надприбутковою галуззю.

Приведено стислий опис аерогідродинамічних, тепломасообмінних та фізико-хімічних процесів, що відбуваються в об'ємі контейнмента при тяжкій аварії ядерного реактора з розплавленням активної зони. Показано, що багато важливих аспектів проблеми до теперішнього часу вивчено недостатньо. Обгрунтовано доцільність постановки комплексних досліджень перерахованих процесів з метою організації наукового супроводження експлуатації та розвитку атомної енергетики України. Українські дослідницькі організації мають достатній досвід та напрацювання, необхідні для успішного розв'язаня цієї задачі.

Запропоновано наближений підхід до розв'язку задач про власні коливання і стійкість захисних оболонок ядерних реакторів АЕС. Особливістю таких оболонок є зміна механічних властивостей і поява об'ємного розширення матеріалу під впливом радіаційного опромінення. Задачі розв'язано в рамках кінематичних гіпотез С. П. Тимошенка шляхом зведення неоднорідних за товщиною оболонок до однорідних із наведеними жорсткостями на розтяг - стиск, зсув і згин.

Індекс рубрикатора НБУВ: З46-082.03

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж27630 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Запропоновано метод, який дозволяє оцінити оптимальний термін роботи енергоблоків типу ВЕЕР у випадку подовження кампанії з використанням від'ємних ефектів реактивності. Проаналізовано фактори, що визначають економічну ефективність подовження кампанії.