Проведено теплогідравлічні та фізико-хімічні дослідження в обгрунтування космічних апаратів ТОПАЗ, БУК [5].
Випущені наступні керівні матеріали:
Технологічний регламент підтримки необхідного якості теплоносія свинець-вісмут і технологічні операції, що гарантують його (1980 рік).
Натрій - теплоносій ядерних енергетичних установок з реакторами на швидких нейтронах (1984 рік).
Евтектичні сплав натрій-калій - теплоносій ЯЕУ (1984 рік).
Методичні вказівки та рекомендації щодо Теплогідравлічного розрахунком активних зон швидких реакторів (1988 рік.)
Проводяться роботи по систематизації теплофізичних даних і по розробці методик і програм розрахунків.
Четвертий етап (1994 - 2009) можна охарактеризувати як збереження наукової школи в умовах перебудови і застою атомної галузі.
Розроблені проекти реакторів БН - 800, СВБР - 75/100, ВВЕР - 640 не були реалізовані. Однак, тривала експлуатація АЕС з РУ БН - 600, ВВЕР, РБМК, АПЛ з водяним теплоносієм.
У цих умовах основні зусилля були спрямовані на обґрунтування підвищення безпеки діючих і перспективних ЯЕУ і продовження їх ресурсу. Проводяться фундаментальні та пошукові дослідження за підтримки Міннауки і міжнародних грантів. ФЕІ бере участь у розробці інноваційних проектів ускорительно-керованих систем, ВВЕР з надкритичними параметрами.
Здійснювалося широке міжнародне науково-технічне співробітництво, виконані численні роботи за міжнародними проектами і контрактами з організаціями та фірмами із США, Німеччини, Японії, Італії, Франції, Швеції, Республіки Корея, Аргентини, Китаю, з міжнародними організаціями - МАГАТЕ і т.буд.
Проведені обширні експериментальні та теоретичні дослідження гідродинаміки і теплообміну на моделях каналів ядерних енергетичних установок. Накопичені значні масиви даних по теплогідравліке і по теплофізичних властивостях теплоносіїв. Розроблено основи моделювання теплогідравлічних процесів в контурах і камерах змішання з жідкометалліческім теплоносієм з використанням води. Показана можливість стійкого охолодження ТВС активної зони швидких реакторів при виникненні кипіння в режимах аварійного розхолоджування. Проведено дослідження процесу руйнування ТВС при термічному взаємодії урансодержащих імітаторів палива з натрієм. Розроблено конструкції пасивних пристроїв аварійного захисту, що працюють на нових принципах. Виконано ряд теплогідравлічних, фізико-хімічних і технологічних досліджень в обгрунтування АЕС з РУ БРЕСТ ОД - 300. Досліджено теплогідравлічні процеси в ТВС, що відбуваються при повторному затоці реакторних установок ВВЕР і PFR. З використанням коду КУПОЛ проведено обгрунтування контейнментом ВВЕР.
Методом розсіювання повільних нейтронів виявлені мікровключення (К2О) n в розплаві калію, структура яких була передбачена в численних експериментах методами молекулярної динаміки та статистичної геометрії. Виявлено нове фізичне явище - низькочастотна резонансна дисперсія звуку в газорідинних середовищах.
Розроблено технологію переробки радіоактивних відходів з використанням сорбційних матеріалів. Виконано комплекс розрахунково-теоретичних і експериментальних робіт з фільтрації рідин і газів. Розроблено фільтри і фільтруючі станції для АЕС. Розроблено комплекс розрахункових кодів для моделювання процесів тепломасопереносу в ЯЕУ.
Розвивалася конверсійна діяльність, робилися спроби впровадження розроблених технологій у різні галузі народного господарства. Обґрунтована технологія отримання ультрадисперсних наноматеріалів з розплавів галію, свинцю і свинцю-вісмуту. Створені метрологічні термостати на основі теплових труб з неізотермічних 0,01 і 0,1 градуса. Розроблено експериментальні установки для низькотемпературної пастеризації молока. Розроблено дослідне обладнання для виробництва термостатірованних за допомогою теплових труб прес-форм, що дозволило різко знизити кількість браку при виробництві виробів зі скла. Створена універсальна система підведення тепла для двигуна Стірлінга, що дозволяє використовувати різні джерела енергії (органічне паливо, ядерний реактор, сонячне випромінювання) і стенд для її випробувань.
П'ятий етап (2010 рік - по теперішній час) характеризується реалізацією ФЦП «Ядерні енерготехнологій нового покоління на період 2010-2015 років і на перспективу до 2020 року» (ФЦП «ЯЕНП»), яка ознаменувала новий етап розвитку атомної енергетики на основі швидких реакторів з замиканням ядерного паливного циклу. У ФЕІ проводиться великий обсяг НДДКР в обгрунтування проектних рішень пасивної безпеки, технічних рішень і пристроїв водневої безпеки, підвищення техніко-економічних характеристик ядерного палива для діючих, споруджуваних і перспективних атомних електростанцій з РУ ВВЕР (АЕС - 2 006, ВВЕР - 1200, ВВЕР-ТОИ ), інноваційних проектів реакторних установок.
У рамках ФЦП «ЯЕНП» проводиться великий обсяг експериментальних і розрахункових досліджень в обгрун...
