Заслухавши й обговоривши наукову доповідь завідувача відділу проблем дозиметрії ядерних реакторів Інституту ядерних досліджень НАН України кандидата фізико-математичних наук В.М.Буканова "Дозиметрія зразків-свідків та корпусу реактора ВВЕР-1000 як складова частина програми управління його терміном служби", Президія НАН України відзначає, що моніторинг радіаційного навантаження корпусу реактора та визначення умов опромінення зразків-свідків є важливими напрямами науково-технічної підтримки безпечної експлуатації енергоблоків АЕС.

Актуальним завданням для атомної енергетики України є подовження експлуатації енергоблоків понад установлений проектами термін. Ключовим фактором у вирішенні цієї проблеми є впровадження в практику експлуатації АЕС програми управління терміном служби устаткування енергоблоку, заміна якого технічно неможлива або економічно недоцільна. Це стосується, в першу чергу, корпусу реактора як одного з найвідповідальніших елементів ядерної енергетичної установки.

Зазначена програма повинна включати заходи, які забезпечують можливість контролю за технічним станом та послаблення впливу шкідливих факторів, насамперед нейтронного випромінювання, на працездатність устаткування. Важливим джерелом інформації про зміну властивостей матеріалів корпусу реактора в умовах експлуатації АЕС є програма зразків-свідків.

Установи НАН України та галузеві організації виконують значний обсяг робіт з науково-технічної підтримки безпечної експлуатації корпусів реакторів діючих енергоблоків. Так, в Інституті ядерних досліджень НАН України розроблено методику дозиметрії корпусів за результатами випробувань зразків-свідків, виготовлених з металу, ідентичного матеріалу корпусів реакторів. Ця методика стала основою системи моніторингу радіаційного навантаження корпусів реакторів, яку впроваджено на більшості енергоблоків АЕС України з реакторами ВВЕР-1000 завдяки тому, що вона дозволяє одержувати дані, необхідні для перенесення результатів випробувань опромінених зразків-свідків безпосередньо на метал корпусів реакторів.

На основі аналізу результатів моніторингу радіаційного навантаження корпусів реакторів встановлено, що незалежно від характеристик паливних завантажень період досягнення гранично-припустимого флюенсу на корпус ВВЕР-1000 значно перевищує встановлений проектом термін, який становить сорок паливних кампаній з моменту початку експлуатації енергоблоку.

Досліджено вплив характеристик паливних завантажень на умови опромінення корпусу реактора. З'ясовано, що впровадження в практику експлуатації енергоблоку з реактором ВВЕР-1000 принципу формування паливних завантажень зі зниженим витоком нейтронів дозволяє істотно зменшити радіаційне навантаження корпусу реактора і відповідно ступінь окрихчення металу корпусу.

Разом з тим Президія НАН України відзначає необхідність розвитку співпраці українських наукових установ із зарубіжними фахівцями й організаціями з вирішення проблем подовження експлуатації енергоблоків понад установлений проектами термін.