В рамках решения 1 задачи будут получены результаты реакторных испытаний образцов бериллидов титана. Получены экспериментальные результаты высокотемпературных коррозионных испытаний образцов бериллидов титана облученных на реакторе ВВР-К, с определением зависимости влияния разных флюенсов на коррозионную стойкость и зависимости структурной стабильности. Будет сделана оценка долговечности и надежности конструкций, использующих бериллиды титана, и сделаны ряд рекомендаций для предотвращения нежелательных коррозионных процессов в процессе эксплуатаций. Эти данные будут способствовать новым технологическим решениям при конструировании и создании новых термоядерных установок, и как следствие, будут способствовать продвижению Казахстанского продукта и технологий в них.

В результате выполнения 2 задачи программы будут разработаны новые расчетные методики оценки количества ионов трития выделяющихся из бериллиевых отражателей ядерных реакторов безактивационным способом. Будет отработана методика определения количества ионов трития, выделяющихся из бериллия в процессе реакторного облучения. Будут проведены оценки выделения трития из бериллиевых отражателей за одну кампанию для реактора ВВР-К, и сделано заключение о тритиевой безопасности установки.

При выполнении 3 задачи будет получены экспериментальные данные об особенностях газовыделения из керамических материалов бланкетов термоядерного реактора при импульсном изменении потока нейтронов и температуры образцов. Для этого будет изготовлена облучательная капсула и разработана программа экспериментальных работ.  Будет проведено внутриреакторное исследование газовыделения из керамических материалов бланкетов термоядерного реактора в условиях импульсного изменения потока нейтронов и температуры образцов. Будут проанализированы проведенные реакторные эксперименты и определено влияние импульсного изменения потока нейтронов и температуры образцов на выделение трития и гелия из керамических материалов бланкетов термоядерного реактора.

В рамках 4 задачи будут изучены физические свойства и структурные особенности модельных материалов для реакторных и ядерных технологий, проведение систематических междисциплинарных исследований этих материалов неразрушающими методами нейтронной и рентгеновской радиографии и томографии. Будут проведены исследования пространственного распределения неоднородностей цементных материалов с инкапсулированными частицами металлов или их производных соединений, зерен минералов и трещин в горных породах, возможных для организации подземных хранилищ в ядерной промышленности, а также защитных материалов ядерных технологий. Будут проведены работы по адаптации и применению методов и алгоритмов первичной обработки данных нейтронной радиографии, восстановления трехмерных моделей из данных нейтронной томографии, анализ трёхмерных данных.

При реализации 5 задачи будут отработаны методики измерения нейтронного поля на основе сцинтилляционных детекторов в лабораторных условиях. Будет смоделирована эффективность регистрации нейтронов сцинтилляционными детекторами в GEANT4. Будет проведена серия экспериментов по измерению нейтронного поля вокруг реактора ВВР-К на основе сцинтилляционных детекторов. Будут обработаны и проанализированы результаты измерения нейтронного поля вокруг реактора ВВР-К. Будут предоставлены результаты моделирования и измерений нейтронного поля в зависимости от режима работы реактора ВВР-К.

Для решения 6 задачи будет исследовано влияние параметров облучения на образование феррита в аустенитных сталях, облученных нейтронами. Будут изучены химический состав и морфология радиационно-индуцированного феррита и его влияние на коррозионные и механические свойства конструкционной стали 12Х18Н10Т. Полученные данные позволят разработать физические основы продления срока службы работающих энергетических установок и обеспечить экономически эффективное развитие атомной энергетики.

В рамках 7 задачи будут получены результаты ресурсных испытаний конструкционных реакторных материалов нового поколения на ползучесть и длительную прочность в штатных и критических условиях эксплуатации. Будет проведена оценка влияния нейтронного облучения на деградацию структуры и физико-механических свойств конструкционной стали ЭК-164 в сравнении с аустенитными сталями используемыми в реакторах в настоящее время.

При реализации 8 задачи будут измерены угловые распределения мгновенных гамма-квантов и нейтронов в бинарном делении ²³³U и ²³⁵U быстрыми нейтронами. Из измеренных угловых распределений гамма-квантов и нейтронов относительно направления выбранных осколков будет определен коэффициент анизотропии А.

В результате выполнения 9 задачи будет получена новая экспериментальная информация о сечениях реакции (n,α) на стабильных ядрах, инициированных быстрыми и резонансными нейтронами. Будет модернизована ионизационная камера с сеткой, дополнительной камерой деления, для определения абсолютного потока быстрых нейтронов, созданы системы нейтрон-производящих мишеней нового типа и изготовлена новая камера для исследования (n,α) реакции на резонансных нейтронах. Разработан метод определения спектра нейтронов и алгоритм анализа полученных данных.

По итогам реализации программы будут опубликованы:

1) не менее 12 (двенадцати) статей и (или) обзоров в рецензируемых научных изданиях по научному направлению программы, входящих в 1 (первый), 2 (второй) квартиль по импакт-фактору в базе данных Web of Science и (или) имеющих процентиль по CiteScore в базе данных Scopus не менее 50 (пятидесяти).

2) не менее 17 (семнадцати) статей в журналах, рекомендованных КОКНВО.

3) не менее 5 (пяти) монографии или учебных пособии в зарубежных и (или) казахстанских издательств;

4) не менее 4 (четырех) патентов в зарубежных патентных бюро (европейском, американском, японском) или не менее 4 (четырех) зарубежных или международных патентов, включенных в базу данных Derwent Innovations Index (Web of Science, Clarivate Analytics) либо не менее 7 (семи) объектов интеллектуальной собственности, зарегистрированных в Национальном Институте интеллектуальной собственности Республики Казахстан.