Вісник НАН України. 2014. № 11. С. 3–9.

ІЗ ЗАЛИ ЗАСІДАНЬ ПРЕЗИДІЇ НАН УКРАЇНИ
24 вересня 2014 року

Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів (доповідач — доктор фізико-математичних наук С.О. Котречко)

Про наукову та науково-організаційну діяльність Інституту гідромеханіки НАН України (доповідач — академік  НАН України А.Ф. Булат)

Про наукову та науково-організаційну діяльність Інституту фізики конденсованих систем НАН України (доповідач — академік НАН України В.М. Локтєв)

Про нагородження відзнаками НАН України та Почесними грамотами НАН України і Центрального комітету профспілки працівників НАН України (доповідач – член-кореспондент НАН України В.Л. Богданов)

Кадрові та поточні питання

Перед початком засідання академік НАН України Б.Є. Патон вручив співробітникам Національної академії наук України дипломи лауреатів конкурсу трьох академій – України, Білорусі та Молдови.

На засіданні Президії HAH України 24 вересня 2014 р. члени Президії HAH України та запрошені заслухали наукову доповідь завідувача відділу Інституту металофізики ім. Г.В. Курдюмова НАН України доктора фізико-математичних наук Сергія Олексійовича Котречка на тему «Фізичні основи прогнозування радіаційного ресурсу металу корпусів ядерних реакторів» (див. докладніше). Актуальною прикладною проблемою, що безпосередньо пов’язана з енергетичною безпекою України, є оцінювання рівня радіаційного окрихчення металу корпусів ядерних реакторів атомних електростанцій та прогнозування гранично допустимих доз опромінення (радіаційного ресурсу) корпусного металу. Розв’язання цієї проблеми потребує проведення глибоких фундаментальних досліджень. Особливість сучасного стану української атомної енергетики полягає в тому, що, з одного боку, близько половини виробленої в країні електроенергії генерується атомними електростанціями, а з іншого – нормативні терміни експлуатації значної частини енергоблоків найближчим часом спливають. У зв’язку з цим одним із перспективних шляхів вирішення проблеми подовження термінів експлуатації корпусів ядерних реакторів є розроблення науково обґрунтованої методології оцінювання поточного стану рівня радіаційного окрихчення металу корпусу реактора в процесі експлуатації енергоблоків та прогнозування здатності опроміненого металу чинити опір порушенню цілісності корпусу реактора в аварійних ситуаціях (термошок). Повний текст (PDF).