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.

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.

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.

Наведено методологію системного моделювання та інженерного синтезу складних теплоенергетичних систем, що дозволяє розв'язувати задачу пошуку оптимальних конструкторських рішень з вибору структури та параметрів теплоенергетичних систем. На прикладі теплоконтролю центральної системи міжнародної космічної станції "АЛЬФА" показано, що дана методика може застосовуватись для розв'язання проблем теплогідродинаміки циркуляційних контурів АЕС.

Розглянуто проблеми теплообміну та гідродинаміки двофазних потоків у циркуляційному контурі ядерної енергетичної установки (ЯЕУ), які потребують детального дослідження міри адекватності процесів. Особлива увага приділяється питанню моделювання умов виникнення кризи теплообміну в каналах активної зони ЯЕУ в нестаціонарних режимах, зв'язаних зі зменшенням витрат теплоносія.

Розглянуто відомі комбіновані цикли АЕС з ПГТУ як надбудову. Запропоновано схему заміщення частини потужності водоохолоджуючого енергетичного реактора потужністю газотурбінної установки з котлом утилізатором, яка може бути використана при реконструкції енергоблоку, що відпрацював проектний строк, з метою продовження його ресурсу.

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.

Розглянуто варіати модернізації енергоблоків АЕС за допомогою газотурбінної надбудови. Подано техніко-економічне обгрунтування такої модернізації для України.

Подана проблема накопичення плутонію в атомній енергетиці. Запропоновано спосіб спалювання плутонію в реакторах на теплових нейтронах. Обгрунтована можливість фторидної переробки ядерних відходів.

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.

З використанням суднового обладнання та суднобудівельних технологій показано можливість створення підземної атомної теплоелектростанції підвищеної безпеки, екологічності та економічності.

Викладено основні засади консервації ядерних блоків Чорнобильської АЕС. Доведено, що найбільш ефективним та економічно доцільним є варіант надовго відкладеного демонтажу (консервації) реакторної установки терміном на 30 років.

Наведено результати верифікації системного теплогідравлічного коду RELAP5, яку виконано шляхом розв'язання стандартної проблеми безпеки "зупинка витрати теплоносія на вході в технологічний канал реактора великої потужності, киплячого під час відводу залишкових тепловиділень". Експериментальні дані, необхідні для верифікації, отримано на стенді КС у Російському науково-дослідному інституті "Курчатовський інститут". За результатами розв'язку стандартної проблеми безпеки зроблено висновок, що код потребує уточнення кореляційних залежностей, які описують міжфазне тертя у вертикальних каналах із тепловидільним елементом і в горизонтальних каналах.

Отримано уточнені критерії подібності теплообмінних процесів в активній зоні реактора з урахуванням структури тепловидільних елементів.

Проаналізовано результати валідації теплогідравлічних кодів з експериментальними даними, одержаними на інтегральному стенді РМК, який модулює аварію з розгереметизацією реакторного контура. Визначено пріоритет використання теплогідравлічних кодів для аналізу аварій з розгерметизацією натурних установок ВВЕР.

На базі аналізу впливу лібералізації ринку за умов функціонування атомної енергетики у світі та Україні розглянуто проблеми забезпечення ефективності роботи українських АЕС в межах ОЕС, а також вплив умов паралельної роботи енергосистем України та СНД на забезпечення безпеки українських АЕС. Показано гостру необхідність виходу вітчизняного виробництва електроенергії на зовнішній ринок для швидкого завантаження встановлених потужностей ТЕК України, що дасть змогу одержати необхідні фінансові засоби для підвищення безпеки, росту ефективності та забезпечення умов продовження ресурсу експлуатованих АЕС.