За допомогою числових методів розраховано потужність дози випромінювання радіоактивних відходів за бетонним захистом. У ході розрахунку враховано геометрію захисної оболонки, розмір джерела та його ізотопний склад. Як модельні геометричні параметри взято розміри відпрацьованої тепловиділяючої збірки та товщину бетонного контейнера зберігання, що провітрюється - ВВЕР. Для проведення числових розрахунків, у середовищі Wolfram Alpha складено комп'ютерну програму. В програмі враховано зміну ізотопного складу відпрацьованого ядерного палива з часом і зміну енергетичного спектра гамма-випромінювання. Проведено порівняння результатів розрахунків із даними по тепловиділенню відпрацьованого ядерного палива. Методика, що використовувалась, надає можливість проводити швидку оцінку зміни якості радіоактивних відходів (РАВ) у разі довгострокового зберігання без переробки, за різного початкового ізотопного складу палива. За результатами розрахунків проаналізовано зміни гамма-випромінювання РАВ.

Після двох великих аварій на атомних електростанціях у Чорнобилі (1986) і Фукусімі (2011) однією з головних вимог до ядерної енергетики стало забезпечення безпеки як діючих, так і нових реакторів четвертого покоління, що розроблюються зараз. Однією з таких вимог є наявність механізму "внутрішньої безпеки", який робить неконтрольований розгін реактора неможливим ні за яких обставин, причому, втілення такого механізму повинно бути забезпечене на рівні фізичних принципів, які закладені в конструкцію реактора. Наступною важливою проблемою ядерної енергетики є необхідність переходу на широкомасштабне використання реакторів-бридерів на швидких нейтронах, за допомогою яких можливо налаштувати розширене виробництво ядерного палива і, таким чином, вирішити проблему забезпечення людства відносно дешевою енергією на тисячі років. Крім того, не вирішеною на сьогодні проблемою є утилізація відпрацьованого ядерного палива, в складі якого є радіонукліди з великим періодом напіврозпаду, що становить довгострокову екологічну загрозу. Однією з перспективних концепцій реактора-бридера на швидких нейтронах, який здатен, у випадку реалізації, частково або навіть повністю вирішити проблеми ядерної енергетики, які були наведені вище, є реактор, що працює в режимі хвилі ядерного горіння, також відомий під назвами "Реактора на хвилі, що біжить", CANDLE і деякими іншими. Наведено огляд основних теоретичних підходів, які використовуються для опису такого фізичного явища, як хвиля повільного ядерного горіння (дефлаграція) у середовищі, що мультиплікує нейтрони, яке початково складається з фертильного матеріалу урану-238 або торію-232. Проведено порівняльний аналіз можливостей різноманітних математичних моделей для опису цього явища, які побудовані як на детерміністичному підході (тобто розв'язанні рівняння транспорту нейтронів), так і моделей із використанням методу Монте-Карло. Обговорено основні переваги швидкого реактора-бридера, що працює в режимі хвилі ядерного горіння, а також проблеми, які пов'язані з практичним втіленням концепції, яка розглядається.