Протестовано передбачувальну силу 10 різних теоретичних моделей мас ядер. Для тесту використано 2 набори експериментальних мас ядер 2003 і 2011 рр. Передбачувальну силу вивчено як для глобального набору ядер (<$E roman {Z,~N}~symbol У~8>), так і для набору важких ядер (<$E roman Z~symbol У~82>, <$E roman N~symbol У~126>). Показано відсутність чіткої кореляції між передбачувальною силою моделі та точністю опису мас у моделі.

Спектри збуджень у деформованому ядрі <^>228Th вивчено за допомогою (p, t)-реакції, використовуючи Q3D-спектрограф на Мюнхенському тандемному прискорювачі. Кутові розподіли тритонів виміряно для 110 збуджень, що спостерігались у тритонних спектрах до 2,5 МеВ. Для 17 станів були надійно присвоєні спіни 0<^>+ шляхом порівняння експериментальних кутових розподілів із розрахованими з використанням програми CHUCK3. Спіни до 6<^>+ включно були присвоєні для решти станів.

Запропоновано метод обчислення диференціальних перерізів непружного дифракційного розсіяння кластерних ядер парно-парними ядрами зі збудженням низьколежачих колективних станів мішеней. Метод задовільно описує експериментальні кутові розподіли перерізів непружного розсіяння ядер <^>6Li ядрами <^>12C, <^>28Si зі збудженням рівнів 2<^>+ (4,44 і 1,78 МеВ відповідно).

Розроблений метод розрахунку амплітуди змішування станів непарних ядер, в яких серед компонент мультиплетів збуджених станів спостерігаються стани з такими ж самими квантовими характеристиками, що і в основному стані, використано для визначення амплітуд змішування станів ядер <^>23Na, <^>53Mg, <^>27Al, <^>41K, <^>51V, <^>55Mn, <^>59Co, <^>63Cu, <^>65Cu, <^>93Nb. Одержано кількісні оцінки впливу змішування станів на перерізи непружного розсіяння нуклонів у межах моделі збудженого остова.

Надано результати аналізу перерізів ядерних реакцій <$E roman {nothing sup 159 Tb(n,~n prime alpha ) sup 155 Eu}>, <$E roman {nothing sup 165 Ho(n,~n prime alpha ) sup 161 Tb}>, <$E roman {nothing sup 169 Tm(n,~n prime alpha ) sup 165 Ho}> і <$E roman {nothing sup 176 Yb(n,~n prime alpha ) sup 172 Er}> за енергії нейтронів у діапазоні (8 - 20) МеВ. Виконано порівняння величин даних перерізів між наявною експериментальною інформацією, оціненими ядерними даними та результатами теоретичних розрахунків із варіацією різних параметрів теоретичних моделей. Розрахунки виконано з використанням коду TALYS-1.2.

ДРТ МІФІ - дослідницький реактор басейного типу, оснащений горизонтальними експериментальними каналами (ГЕК). Відомості про параметри, що впливають на просторовий розподіл полів випромінювання, є критичним для будь-якого експерименту. Дослідження проведено для установки нейтрон-захватної терапії, розташованої на одному з ГЕК. За допомогою методів математичного моделювання зроблено оцінку впливу параметрів активної зони на характеристики пучка на виході з ГЕК. Оцінено вплив способу моделювання джерела нейтронів у розрахунках за допомогою методу Монте-Карло в програмі MCNP на одержувані параметри нейтронного та вторинного фотонного поля на виході каналу. Проведені дослідження показують, що завдання розподілу джерела нейтронів з розподілом швидкості реакції поділу в опції SDEF дає практично такі ж результати, як і розрахунок на критичність. Розрахунки показують, що зміни експлуатаційних параметрів активної зони неістотно впливають на характеристики нейтронного пучка на виході ГЕК.

Розглянуто перспективні питання подальшого розвитку ризик-орієнтованих підходів (РОП) для обгрунтування та реалізації заходів із підвищення безпеки та ефективності експлуатації АЕС. На відміну від традиційного підходу під РОП мається на увазі визначення за допомогою ймовірнісних і/або детермінованих методів показників ризику як цільової функції, сутність і критерії оцінки якої визначаються рішенням конкретної задачі в ядерно-енергетичній галузі. Застосування РОП надає змогу істотно розширити можливості обгрунтувань і впровадження заходів із підвищення безпеки та ефективності експлуатації АЕС.

Викладено 40-річний досвід роботи Українського центру INIS, починаючи з жовтня 1973 р. до теперішнього часу. Український центр INIS є структурною одиницею в Інституті ядерних досліджень НАН України, що виконує такі завдання, як відбір інформації в галузі ядерної науки та техніки, обробка відібраних публікацій згідно з вимогами та правилами МАГАТЕ, розповсюдження інформації з міжнародної бази даних INIS у тому числі та важкодоступної літератури, серед користувачів; статистичний і семантичний аналіз за відповідною тематикою. За кількістю щорічної інформації, що надається Українським центром INIS, Україна займає 12 місце серед 128 країн і 24 міжнародних організацій світу.

Виконано розрахунок ізотопного складу відпрацьованого ядерного палива РВПК з використанням модулів TRITON/T6-DEPL та ORIGEN-ARP програмного продукту SCALE-6 і проведено його порівняння з експериментальним ізотопним складом. У процесі аналізу результатів розрахунків і порівняння їх з експериментальними даними враховано тільки актиноїди, які становлять 99 % масового складу відпрацьованого ядерного палива. Проведено розрахунок ізотопного складу для зовнішнього та внутрішнього кілець твелів, а також одержано його комбіноване значення. Розбіжність з експериментальними даними по ізотопах <^>235U, <^>239Pu, <^>241Pu, які є основними вкладниками в ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів, не перевищує 22 %. Створену розрахункову схему можна використовувати для розрахунку ізотопного складу палива РВПК-1000 програмним продуктом SCALE-6.

Надано результати дослідження структури напіврозведених 0,1 і 0,3 % вагових водних суспензій багатошарових вуглецевих нанотрубок (MWCNTs) із використанням методом малокутового розсіяння нейтронів (МКРН). Для підвищення ступеня дисперсності MWCNTs використано домішки нанодисків лапоніту або катіонної поверхнево-активної речовини (ПАР) цетилтриметиламоній броміду (ЦTAB). За високих значень хвильового вектора q (1 нм<^>-1 <$E <<~q~<<~3,5> нм<^>-1) усі зразки проявляли поведінку, характерну для жорстких стрижнів (тобто інтенсивність розсіяння нейтронів спадала як q<^>-1). За малих значеньх q (0,1 нм<^>-1 <$E <<~q~<<~0,5>) інтенсивність розсіяння нейтронів спадала як <$E q sup {- alpha}> з показником <$E alpha> в діапазоні 1,2 - 2 залежно від концентрації нанодисків лапоніту або ЦTAB. Домішки нанопластинок лапоніту або ПАР ЦTAB надавали змогу поліпшити диспергування MWCNTs. Найбільш оптимальний ефект спостерігався за певного співвідношення лапоніт/MWCNTs, <$E X~symbol Ы~0,5> або концентрації ЦTAB (<$E symbol Ы~0,2> % вагових). Установлено також існування сіткової структури агрегатів MWCNT з характеристичною довжиною <$E symbol Ы~7,4> і <$E symbol Ы~6,3> нм у суспензіях концентраціями 0,1 і 0,3 % вагових MWCNTs відповідно.

Запропоновано модель модифікації основних рівнів відомих радіаційних дефектів у кремнії та германії. Енергія Hubbard є незалежною від числа електронів на радіаційному дефекті, але її величина залежить від фонових домішок поблизу вакансійного дефекту. Якщо поблизу вакансійного дефекту розташоване міжвузля атома кисню, то енергія негативно зарядженого акцепторного дефекту знижується на 0,06 еВ, а донорного підвищується на цю ж величину. Міжвузля атома кремнію або германію змінює рівні дефекту на 0,03 еВ. Атом вуглецю в міжвузлії змінює енергію вакансійного дефекту на 0,035 еВ, але в протилежному напрямку. Модифікація вакансійних дефектів не змінює енергію нейтрального рівня дефекту в забороненій зоні кремнію та германію.

Дослідження змін поведінкових реакцій (човникова і скінерівська камери) в одноразово тотально гамма-опромінених і неопромінених щурів, які зазнали дії стресу (фут-шок), показали, що реакції на дію стресу показників умовнорефлекторної поведінки в цілому характеризуються достовірним безпосереднім стимуляційним ефектом, який у період після дії стресу може змінюватися пригніченням. Виявлені в опромінених щурів зміни реакції на дію стресу нелінійно залежать від дози попереднього опромінення - незначне посилення за дози в 0,5 Гр, достовірне збільшення за 1,0 Гр, незначне зниження за 3,0 Гр і достовірне зниження (до рівня в контролі) за 6,0 Гр. За результатами регресійного аналізу показників умовнорефлекторної поведінки щурів за рівнів опромінення в дозах в 1,0, 3,0 і 6,0 Гр між опроміненням і нерадіаційним стресом знайдено достовірну взаємодію.

Зазначено, що природні та техногенні катаклізми, що мають місце в Україні, виводять на перший план проблему оцінки та прогнозу стану різного типу екосистем. Теорія та моделі радіоємності і надійності надають змогу адекватно описати закономірності міграції та перерозподілу радіонуклідів у схилових екосистемах і провести математичне моделювання явища, що вивчається, а також надасть можливість застосовувати спеціальні контрзаходи.

Проведено аналітичний аналіз поширення радіоактивного аерозолю на основі верифікації математичної моделі його руху та осадження. Одержано нелінійну математичну модель у криволінійних координатах і на її базі вираз для визначення активності джерела викиду, використовуючи у цьому випадку результати вимірювання швидкості та напрямку вітру з одночасним забором аерозолів фільтроежекційним пристроєм, що установлений на безпілотному літальному апараті.

Проаналізовано особливості та експериментально підтверджено доцільність використання резонансного розсіяння протонів для калібрування енергії пучка електростатичного прискорювача. Експеримент поставлено на тандемному прискорювачі ЕПГ-10К Інституту ядерних досліджень НАН України. Мішенями були кремній і кисень. Мішені кремнію за товщиною були двох типів: повного поглинання та з товщиною, яка за втратами енергії перевищувала ширину вибраного резонансу. Використано пружне та непружне розсіяння на кремнії в межах резонансу за енергії протонів 3,100 МеВ. Мішень кисню, з окисного поверхневого шару на берилії, мала за втратами енергії товщину меншу, ніж ширина пружного, вузького резонансу за енергії протонів 3,470 МеВ. У результаті вимірювань запропоновано поправки щодо енергетичної шкали та розкиду за енергією протонів у пучку прискорювача після його модернізації.

Вибрано послідовності збуджених станів, що спостережено у <^>230Th(p, t)<^>228Th реакції, які можна розглядати як ротаційні смуги та мультиплети збуджених станів. Моменти інерції одержано з цих послідовностей, величини яких можна розглядати як свідоцтво двофононної природи більшості 0<^>+ збуджень. Експериментальні дані порівняно з розрахунками в межах моделі взаємодіючих бозонів і квазічастинково-фононної моделі, а також з експериментальними даними для <^>229Pa. Обговорено природу 0<^>+ збуджень в ядрі <^>228Th.

Розраховано перерізи злиття ізотопів <^>58Ni, <^>64Ni і різних ізотопів олова на базі потенціалу взаємодії, обрахованого в межах напівмікроскопічного підходу. У процесі обчислення перерізів злиття з урахуванням зв'язку зі станами 2<^>+ і 3<^>- в ядрах, що взаємодіють, одержано хороший збіг із наявними експериментальними даними. Виявлено відповідність ізотопічної залежності нуклонних густин ядер, потенціалів взаємодії та перерізів злиття.

Досліджено хвилю сталої форми в реакторі на хвилі ядерних поділів (РХЯП). Рівняння вигоряння розв'язуються спільно з одновимірним дифузійним рівнянням в одношвидкісному наближенні, що враховує зворотний зв'язок за температурою у найпростішій формі. Введено до розгляду й описано аналітично швидкісну характеристику РХЯП. Для розв'язків у вигляді стаціонарної хвилі - це залежність швидкості від ефективної концентрації поглинача. Аналітичні та числові розрахунки доводять, що в реакторі з урановим циклом швидкісна характеристика є двозначною, причому розв'язки нижньої гілки є нестійкими, тобто існує мінімальна швидкість стаціонарної хвилі. Швидкісна характеристика РХЯП формується за рахунок дії трьох різних механізмів зворотного зв'язку, температурного та двох кінетичних, за концентраціями нестабільних нуклідів <^>239Np і <^>241Pu. Залежно від швидкості вплив плутонієвого механізму конкурує з впливами температурного та нептунієвого механізмів, які є однотипними й адитивними. Показано, що за типових значень параметрів усі три механізми є важливими. Сильний від'ємний температурний зворотний зв'язок сповільнює хвилю ядерних поділів і звужує область її існування за концентрацією поглинача.

Розглянуто питання визначення підкритичності ядерного реактора. Підкреслено, що незважаючи на вимоги нормативних документів з визначення підкритичності ВВЕР з початку їх експлуатації до теперішнього часу така задача є не вирішеною. Представлено результати визначення ступеня підкритичності реактора ВВР-М за допомогою методу Россі-<$E alpha>. Розглянуто можливість визначення підкритичності ВВЕР, а також можливість визначення підкритичності за допомогою методу Россі-<$E alpha> з роздільною здатністю за часом 100 мкс. Показано можливі причини похибки визначення підкритичності реактора.

Зазначено, що у разі подовження термінів експлуатації атомних електростанцій основним питанням є обгрунтування можливості подовження термінів експлуатації корпусу реактора, що визначає економічну доцільність подальшої експлуатації енергоблока в цілому. Істотний вплив на залишковий ресурс корпусу реактора чинять термічні навантаження, у тому числі є можливим термоудар у випадку аварій з "нещільним" реакторним контуром. Розвинено критеріальні методи оцінки умов термоудару на корпус реактора, причому увага акцентується не на відомих кореляційних підходах, а на додаткових критеріях, пов'язаних із завершеністю процесів теплообміну та умовами міцності металу корпусу реактора за термічних навантажень. Запропонований критеріальний метод може бути основою для оперативної системи діагностики умов термоудару на корпус реактора у випадку аварій з "нещільним" реакторним контуром.