Дан краткий обзор последних достижений в исследовании перспектив инерциального термоядерного синтеза, использующего в качестве драйвера ускорители тяжелых ионов.

В докладе рассматриваются основные принципы нейтронного наносекундного анализа на базе нейтронных генераторов со встроенным альфа-детектором.

В докладе рассматривается принцип работы генератора нейтронов на газонаполненной нейтронной трубке.

Приводится описание схемы плазменных прерывателей тока, их параметры, возможные применения, в том числе для инерциального УТС.

В работе приведены результаты анализа влияния геометрических параметров разрядного промежутка на гидродинамические и термодинамические характеристики импульсных потоков, генерируемых в импульсном электротермическом ускорителе микрочастиц порошковых материалов.

Приводятся результаты экспериментальных исследований по возбуждению импульсно-периодических диффузных разрядов в воздухе при атмосферном давлении. Исследованные электродные конфигурации характеризуются резконеоднородным распределением электрических полей в разрядных промежутках, длина которых изменялась в диапазоне от 2 см до 8 см. Комбинированная система электропитания установки предусматривает возможность одновременного использования высоковольтных источников постоянного напряжения и наносекундных импульсных генераторов.

Приводятся результаты исследования характеристики импульсных управляемых вакуумных разрядок (типа РВУ), проведенные во ВЭИ.

В докладе обсуждаются проблемы применимости точечной модели кинетики реактора к расчету переходных процессов в активной зоне водо-водяного реактора при сильных локальных возмущениях размножающих свойств. Ставится задача обоснования условий и границ применимости такой модели на основании сопоставления с расчетами по распределенной модели кинетики реактора.

В докладе представлены результаты выборочных анализов радиоактивного загрязнения образцов графита из кладки реактора АМ ФЭИ. Интервал между остановом реактора и измерениями составил около 4 лет. Полученные данные могут служить для грубых оценок запасов отдельных нуклидов в кладке, а также для сопоставлений радиоактивности графита АМ с результатами предыдущих исследований этого реактора и информацией о загрязнении других уран-графитовых реакторов.

В докладе описана экспериментальная методика по определению выходов некоторых продуктов спонтанного деления 240Pu методом гамма-спектрометрии.