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.

В роботі досліджувалася динаміка зміни інтенсивності фотолюмінесценції (ІФЛ) зразків поруватого кремнію (ПК), які під час їх старіння на повітрі зазнають дії лазерного опромінення (337 нм, 3.7 мВт). З'ясувалося, що під впливом УФ-опромінення ІФЛ швидко зростає і через кілька годин досягає "плато". Подальше опромінення призводить до спадання інтенсивності, що пояснюється ефектом втоми люмінесценції. В той же час для зразка, що не опромінювався, ІФЛ майже не змінюється за час експерименту. Виявилося, що на етапі початкового монотонного наростання ІФЛ після короткочасного (1-2 хвилини) припинення освітлення зразка лазером на кривій еволюції ІФЛ спостерігається аномалія у вигляді невеликого сплеску вниз, тоді як на ділянках монотонного спадання кривої ІФЛ ця аномалія являє собою сплеск угору. У випадку довготривалого (десятки годин) припинення освітлення аномалія була однотипною для всіх ділянок кривої ІФЛ. Описані результати пояснюються впливом двох конкурентних факторів: втоми люмінесценції та формування під дією світла нестабільних (молекулярних) хімічних зв'язків, які можуть перетворюватися на стабільні атомні.

Мышей СЗН/Не с карциномой SCC VII и мышей Balb/c с саркомой EMT6/KU подвергали воздействию гамма-излучения или пучков нейтронов с кадмиевым отношением 150 или 1, которые получали на реакторе. Мышей, подвергшихся воздействию каждого из анализируемых видов излучения, делили на 2 группы. В опухолях, удаленных у мышей 1-й группы, определяли выживаемость опухолевых клеток. На мышей 2-й группы, а также на мышей, не подвергавшихся исходному облучению, повторно воздействовали гамма-излучением в срок от 5 мин до 72 ч после исходного облучения гамма-лучами или нейтронами (у живых или умерщвленных мышей) для определения процентного содержания гипоксических клеток в опухоли. Установлено, что для обеих опухолей относительная биологическая эффективность пучка нейтронов с кадмиевым отношением, равным 1, выше, чем у нейтронов с кадмиевым отношением, равным 150. Реоксигенация после облучения нейтронами наступала скорее, чем после гамма-облучения. При этом реоксигенация после облучения нейтронами с кадмиевым отношением, равным 1, наступала быстрее, чем после облучения нейтронами с кадмиевым отношением, равным 150. В опухолях SCC VII, для которых характерно преимущественно состояние острой гипоксии, реоксигенация завершалась скорее, чем в опухолях EMT6/KU, для которых характерно преимущественно состояние хронической гипоксии. Вид излучения и характеристики облучаемой опухоли влияют не только на величину относительной биологической эффективности, но и на скорость наступления реоксигенации после облучения.

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.

Показано результати моделювання впливу деяких проектних та непроектних ситуацій на безпеку Ігналінської АЕС. Наведено результати аналізу часткових розривів трубопроводів, що спричиняє стагнацію теплоносія, гідроудари, які виникають при гільйотинних розривах трубопроводів, а також перехідних процесів при відмові існуючої системи аварійної зупинки реактора при відсутності та наявності додаткової аварійної системи захисту реактора. Подано рекомендації щодо підвищення безпеки Ігналінської АЕС.

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.

Розроблено методики балансових термодинамічних розрахунків процесів спалювання та газифікації вугілля в циркулюючому киплячому шарі під тиском для пілотної установки ЦКШ-1.0. Теплові та масові баланси установки складено для кожної зони окремо і для всієї установки в цілому. Розрахунки процесів спалювання в ЦКШТ проводилися для вугілля АШ і ГНШ при 0.81 -1 .67 МПа, різних коефіцієнтах надлишку повітря та відношеннях первинного та вторинного повітря для випадків наявності та відсутності теплообмінника у верхній частині топки. Визначено теплову потужність установки, кратність циркуляції коксозольного залишку (КЗЗ) та теплову потужність теплообмінника, встановленого на тракті повернення (ТРП). Розрахунки процесів газифікації вугілля з попереднім його піролізом для ГНШ під час роботи установки під тиском 0.81 МПа показали взаємозв'язок між температурою КЗЗ на вході в реактор після ТРП і кратністю циркуляції КЗЗ.

Розроблено та теоретично обгрунтовано спосіб швидкодійної компенсації несинусоїдального струму в нульовому проводі трифазної чотирипровідної системи зі змінними за часом і нелінійними навантаженнями, який базується на формуванні компенсуючого струму в реакторі, включеному між джерелом напруги з заданою формою кривої і нульовим проводом системи. Розглянуто деякі аспекти практичної реалізації способу на прикладі слідкуючого вентильно-реакторного компенсатора.

Розглянуто проблему вибору параметрів фільтрових реакторів для схем фільтро-компенсуючих кіл, призначених для роботи у системах електропостачання промислових навантажень. Доведено, що важливе значення мають характеристики перехідних процесів у нормальних експлуатаційних режимах. Проаналізовано перехідні струми та напруги в характерних режимах з огляду на їх амплітуди та повторюваність, порядок врахування факторів під час вибору параметрів фільтрових реакторів.

Описано методики та результати експериментальних досліджень впливу різних режимів попереднього термомеханічного навантаження (ПТН) на підвищення опору крихкому руйнуванню реакторних сталей. Було досліджено зразки різної товщини (25...150 мм) з основного металу та металу зварювального шва корпусів атомних енергетичних реакторів типу ВВЕР. Досліджені матеріали різнилися за класом міцності. Показано незмінність або підвищення позитивного ефекту попереднього термомеханічного навантаження після докритичного в'язкого підростання тріщини в ході ПТН. Проаналізовано відповідність експериментальних результатів розрахунковим даним, що були отримані за методикою Челла. Показано, що за допомогою цієї методики неможливо пояснити деякі експериментальні результати.

Исследовано влияние оксидирования и протонного облучения на водородопроницаемость реакторных сталей 12Х18Н10Т, ЭП-838 и 10Х9ВФА. Определены критические температуры термодесорбции имплантированного водорода. Показано, что протонное облучение оксидированных образцов повышает их термостабильность и противодействие прониканию водорода.

Обосновано новое направление по созданию радиационностойких циркониевых сплавов для активных зон энергетических реакторов. Информируется о разработанной технологии скоростной высокочастотной термообработки, которая формирует в изделиях из сплава Zr-2,5%Nb квазиизотропную структуру с большим количеством границ раздела (границы зерен, двойников и блоков, линии скольжения) и высокой плотностью равновесных по химическому составу, высокодисперсных, когерентно связанных с матрицей и равномерно распределенных в матрице основного металла с высокой плотностью выделений вторичных фаз.

Розглянуто можливість створення експертної системи на основі 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.

Розглянуто основні аспекти зняття з експлуатації та консервації реакторів РБМК. Показано, що найбільш ефективним є варіант тривало відкладеного демонтажу (консервації) реакторної установки строком на 30-100 років.

Розглянуто проблеми розвитку та аналізу принципу організації теплонапружених газофазних каталітичних реакцій з відведенням тепла з зони каталізу проміжним твердим дрібнодисперсним теплоносієм. Наведено вираз для величини адіабатичного розігріву шару каталізатора в присутності твердого дрібнодисперсного теплоносія.

Наведено результати експериментальних досліджень з визначення впливу тиску (0,1 - 1,6 МПа) на характер вигоряння вугільних частинок у реакторі киплячого шару. Отримано динамічні криві виходу продуктів згоряння та зміни температури. Розраховано ефективний час вигоряння головних видів енергетичного вугілля України та зміну питомої швидкості його реагування від ступеня конверсії зразка. Експериментальні дані узагальнено у вигляді емпіричних залежностей.

Зроблено огляд теоретичних та експериментальних робіт з електромагнітних пасток, виконаних у ХФТІ за програмою "Юпітер". Наведено параметри установок та основні експериментальні результати. Обговорюються проблеми, пов'язані з ефективністю та стійкістю утримання плазми у багатощілинних електромагнітних пастках, їх переваги для створення термоядерного реактора на основі електромагнітної пастки.

Наведено характеристики паливно-енергетичних ресурсів України, стану використання встановлених потужностей електростанцій та потенціалу поновлюваних і нетрадиційних джерел енергії, а також впливу енергооб'єктів на довкілля і показники здоров'я населення до і після Чорнобильської катастрофи. Подано незалежний аналіз очікуваних у наступні 8-10 років: динаміки валого внутрішнього продукту (ВВП), питомної електроємності ВВП і обсягів заощадження електроенергії, переваг і технологічних можливостей переорієнтації галузі з імпортованих енергоносіїв на власне викопне і нетрадиційне паливо та поновлювані джерела енергії. Обгрунтовано концепцію і сценарій реформування структури енергетичних потужностей, які сприятимуть екологічному відродженню й економічній стабілізації галузі, зниженню рівнів економічного й екологічного ризиків за рахунок стабілізації та поступового зменшення частки потужних вугільних блоків без сучасних систем газоочищення, атомних блоків із "радянськими" реакторами.