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.

Досліджено явища, які відбуваються у різноманітних атомних системах у твердому, газоподібному та рідкому станах.

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.

Рассмотрены вопросы создания и внедрения алгоритмического обеспечения автоматизированных систем управления технологическими процессами (АСУ ТП) ТЭС и АЭС. Основное внимание уделено методологии построения АСУ, с учетом особенностей энергоблоков как объектов управления и условий их работы в объединенных энергосистемах, а также многоплановому комплексу вопросов создания АСУ на основе методологии системного подхода. Приведены примеры реализации АСУ ТП на некоторых отечественных энергоблоках ТЭС и АЭС.

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.

Проаналізовано чутливість розрахункових значень дози опромінення персоналу від інгаляційного надходження радіонуклідів з пилом і аерозолями об'єкта "Укриття" до організму щодо невизначеності початкових даних для розрахунку цієї дози. Встановлено, що розрахункова інгаляційна доза найбільш чутлива до значення коефіцієнта вторинного пилопідйому та малочутлива до неоднаковості радіонуклідного складу повітря, що надходить до організму. Наведено коефіцієнти вторинного пилопідйому в приміщеннях об'єкта, отримані на базі експериментальних даних.

Проаналізовано можливості та забезпечення ядерної та радіаційної безпеки персоналу, населення та довкілля під час виконання робіт з установки, експлуатації та зняття з експлуатації аварійної системи пилозаглушення на об'єкті "Укриття".

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.

Розглянуто питання знаходження передатної функції об'єкта без самовирівнювання за характером знятого з нього перехідного процесу. Визначено передатну функцію парогенератора як залежність, яка відображає зміни рівня пароводяної суміші від величини витрат поживної води, що надходить до нього. За допомогою критерію Найквіста проведено дослідження стійкості замкнутої системи регулювання рівня води у парогенераторі за амплітудно-фазовою частотною характеристикою розімкнутої системи.

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.

Рассмотрены общие принципы вероятностного анализа безопасности (ВАБ) и его подходы к решению поставленной задачи - анализу безопасности АЭС на основе кода IRPAS. Изложены структура и принцип управления IRPAS, правила построения расчетных моделей ВАБ в среде IRPAS для исходных событий аварий, порядок ввода в компьютер исходных данных, правила проведения анализа значимости и неопределенности аварийных последовательностей. Дана характеристика показателей надежности оборудования, систем и персонала АЭС, их взаимодействия в процессе ликвидации аварий.

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.

Проведены подробные количественные оценки влияния на эффективность радиационно-защитных мероприятий процессов поглощения и рассеяния гамма-излучений в топливосодержащем материале объекта "Укрытие" при их контейнеризации с целью дальнейшего хранения. Проведены расчеты методом Монте-Карло с использованием пакета MicroShield 4.00 серии 4.00-00283, позволяющего учесть геометрию защиты, геометрию источника, спектральный состав источника и процессы многократного рассеяния гамма-излучений в "толстой" защите. Результаты представлены в виде таблиц.

Наведено результати кількісної оцінки впливу на ефективність радіаційнозахисних засобів процесів поглинання та розсіювання гамма-випромінювань у паливовмісних матеріалах об'єкта "Укриття" під час їх контейнеризації для подальшого зберігання. Розрахунки проведено за методом Монте-Карло з використанням пакета MicroSheld 4.00 серії 4.00-00283, що дозволяє коректно врахувати геометрію захисту та джерела, спектральний склад джерела та процеси багаторазового розсіювання гамма-випромінювань у "товстому" захисті.

Досліджено проблеми розвитку атомної енергетики України та можливості підвищення її безпеки. Показано, що основними завданнями на найближчі роки є організація науково-технічного супроводу безпечної експлуатації існуючих енергоблоків та розробка методів продовження терміну їх служби. Розглянуто перспективні ядерно-енергетичні технології, що вигідно відрізняються від технологій, які використовуються зараз, відсутністю накопичення ізотопів із великим періодом піврозпаду.

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.

Рассматриваются аспекты и особенности термина "культура безопасности" применительно к АЭС. Анализируются причины аварии на Чернобыльской АЭС с точки зрения нарушения культуры безопасности. Показаны конкретные примеры влияния различных факторов на уровень безопасности АЭС, а также отмечается взаимосвязь между культурой безопасности и уровнем радиационной защиты.

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.

Наведено результати радіаційного моніторингу водних накопичень у приміщеннях об'єкта "Укриття", аерозолів, що виносяться через нещільності конструкцій, грунтових вод у межах проммайданчика, приземного шару повітря локальної зони, одержані в 1998-2000 рр. Значення контрольованих параметрів не перевищували встановлені контрольні рівні.