1. Влияние реакторного облучения на процессы высокотемпературной коррозии бериллида титана.

Решение данной задачи направлено на характеризацию бериллида титана, изготовленного промышленным методом, с точки зрения определения его стойкости к коррозии. Будут проведены коррозионные эксперименты с образцами бериллида титана и получены экспериментальные данные по влиянию нейтронного облучения на его коррозионные свойства.

2. Исследование безактивационного выделения трития с поверхности  бериллиевых отражателей ядерных реакторов.

Решение данной задачи направлено на определение тритиевой безопасности ядерных реакторов, использующих бериллиевый отражатель нейтронов. В данной задаче будет экспериментально определено количество трития в фольгах и сделаны уточняющие поправки к методике расчета безактивационного выделения трития с поверхности материалов ЯР и ТЯР в условиях облучения.

3. Исследование газовыделения из керамических материалов бланкетов термоядерного реактора (ТЯР) в условиях импульсного изменения потока нейтронов и температуры образцов.

Решение данной задачи направлено на определение влияния динамических эффектов на газовыделение из керамических материалов бланкетов ТЯР. Будет определено влияние импульсного изменения потока нейтронов и температуры образцов на выделение трития и гелия из керамических материалов.

4. Исследование микроструктурных особенностей ядерных материалов методами нейтронной и рентгеновской томографии.

Решение данной задачи направлено на развитие и внедрение методов нейтронной и рентгеновской радиографии и томографии для неразрушающих исследований технологических и инженерных компонентов исследовательских ядерных реакторов, а также материалов, перспективных для постройки и биологической защиты ядерных объектов.

5. Разработка методики измерения нейтронного поля от реактора ВВР-К на основе сцинтилляционных детекторов.

При решении этой задачи в результате проведения серии экспериментов по регистрации и моделированию потоков нейтронов будет разработана методика измерений нейтронного поля реактора ВВР-К с использованием сцинтилляционных детекторов. Будет проведен сравнительный анализ оценки потоков нейтронов полученной по разным методикам измерения.

6. Исследование образования феррита в аустенитных сталях в процессе нейтронного облучения и ограничивающего эксплуатационный ресурс ядерных реакторов.

В рамках данной задачи будут изучены особенности образования феррита в аустенитных сталях, облученных нейтронами до различных повреждающих доз, и выявлена его роль в радиационно-индуцированной деградации физико-механических свойств сталей, являющихся конструкционными материалами для ядерных реакторов.

7. Ресурсные испытания конструкционных реакторных материалов нового поколения для обеспечения безопасной эксплуатации ядерных энергетических установок.

Задача направлена на выявление изменений микроструктуры, прочностных и ресурсных характеристик необлученных и облученных нейтронами аустенитных сталей нового и предыдущего поколения в штатных и критических условиях эксплуатации ядерных реакторов. Будет проведена оценка влияния условий эксплуатации на деградацию физико-механических свойств сталей.

8. Исследование угловой анизотропии мгновенных гамма-квантов и нейтронов при бинарном делении актинидов быстрыми нейтронами на реакторе.

При решении этой задачи будут измерены угловые распределения мгновенных гамма-квантов и нейтронов при бинарном делении ²³³U и ²³⁵U быстрыми нейтронами. Будет проведен комплексный анализ полученных экспериментальных данных с целью определения зависимости величины анизотропии от ядра-мишени и энергии нейтронов.

9. Экспериментальное исследование (n,α) реакции на материалах, использующихся или образующихся в процессе эксплуатации энергетических установок нового поколения.

Задача направленна на получение новой экспериментальной информации о сечениях (n,α) реакции на перспективных для атомной отрасли материалах, использующихся или образующихся в процессе эксплуатации энергетических установок нового поколения, и направленных на повышение безопасности при их эксплуатации.