Тематика досліджень:
• Визначення закономірностей радіаційного пошкодження твердих тіл, вибір найбільш перспективних конструкційних матеріалів реакторобудування;
• Радіаційно-матеріалознавчі аспекти безпеки діючих реакторів, зокрема дослідження радіаційного окрихчування корпусної сталі та визначення ресурсу безпечної роботи корпусів реакторів типу ВВЕР-1000;
• Дослідження механізмів впливу радіаційних пошкоджень на рухливість дислокацій;
• Дослідження кінетики точкових дефектів при опроміненні та ролі радіаційних і термічних вакансій в зерномежевій релаксації;
• Вплив накопичення радіаційного гелію на стабільність властивостей металів та сталей
• Радіаційна стійкість бороcмістких метеріалів;
• Водневе окрихчування цирконієвого сплаву паливних каналів реакторів.

Відділ має дві лабораторії для проведення робіт з радіоактивними матеріалами – це єдині на Україні "гарячі" камери з, що забезпечують можливість проведення робіт з матеріалами сумарною активністю до 25000 Кі.

В "гарячих" камерах розташоване обладнання для досліджень фізико-механічних властивостей матеріалів, опромінених високими дозами нейтронів, зокрема зразків-свідків металу корпусів реакторів АЕС України, а також для робіт по перетарюванню та перезарядці апаратів і пристроїв промислової та медичної галузей, що комплектуються джерелами іонізуючого випромінювання.

Для перевезення радіоактивних матеріалів відділ має спеціальні захисні контейнери.

На проведення робіт в цих напрямах відділ має відповідні дозволи і ліцензії, видані Державною санітарно-епідеміологічною службою МОЗ України та Державним комітетом ядерного регулювання України.

Головні результати: (2007) (2008)

Головні результати - 2007
• Експериментально виявлено (безпосередньо під час дії опромінення) ефект оборотного зменшення модуля зсуву матеріалів. Аналітичні розрахунки показали, що ефект спричиняється збільшенням дифузійної рухливості дислокацій за рахунок надлишкового притоку міжвузлових атомів. Виявлена кореляція дозволяє оцінювати радіаційну стійкість матеріалів без проведення довготривалих реакторних експериментів;
• Встановлено, що зерномежова релаксація напружень визначається сумарною потужністю потоків радіаційних і термічних вакансій за рахунок переважного поглинання міжвузлових атомів матричними дислокаціями. Оцінено величину надлишкового потоку вакансій до меж зерен при різних швидкостях генерації точкових дефектів. Отримані результати дозволяють прогнозувати схильність матеріалу до радіаційного розпухання;
• Обчислено енергії зв´язку гелію з межами зерен і концентрації його у зразках, що відповідають адсорбційному насиченню меж зерен, та оцінено граничний флюенс нейтронів, до якого не утворюються гелійові пухирці на межах зерен, тобто інтервал стабільності останніх;
• З внутрішньореакторних експериментів з вивчення повзучості металів визначено часовий інтервал, в якому швидкість деформації дорівнює нулю за рахунок зміни механізму повзучості з міжвузловинного на вакансійний;
• З´ясування механізму впливу нейтронного потоку на мікроструктуру аустенітної сталі для оболонок ТВЕЛ´ів;
• Для металу корпусів реакторів типу ВВЕР-1000 знайдено такий ефект: в певному інтервалі густин потоків при рівних флюенсах нейтронів ступінь окрихчування тим вищий, чим нижча густина потоку нейтронів. Показано, що нікель є шкідливим легуючим елементом опроміненої корпусної сталі, а синергетичний ефект нікелю, фосфору та міді підсилює негативний вплив цих елементів на стійкість сталі;
• Доведено, що головним фактором погіршення фізико-механічних властивостей цирконієвих сплавів є водневе окрихчування при утворенні гідридних пластин в матриці сплаву. Воно підсилюється наявністю іншофазних домішкових частинок, розпухання яких під опроміненням приводить до появи внутрішніх напружень, а це, в свою чергу, веде до подальшого підвищення рівня окислення поверхні та наводнення сплаву. Отримані результати свідчать, що паливні канали всіх блоків ЧАЕС до закриття станції не відпрацювали ресурс безпечної роботи відповідно до критерію крихкого руйнування. Результати досліджень впливу нейтронного опромінення на мікроструктуру сталь-цирконієвих зварних з´єднань паливних каналів дали змогу сформулювати критерій безпечної їх роботи.

Головні результати - 2008: (готуються)

Публікації: (2007) (2008)

Публікації-2007
1. Гриник Э.У, Ревка В.Н., Чирко Л.И., Чайковский Ю.В. Оценка вязкости разрушения корпусных материалов реактора ВВЭР-1000 // Ядерна фізика та енергетика. - 2007. - № 1(19). - С. 83 - 88.
2. Гриник Э.У., Чирко Л.И., Ревка В.Н., Чайковский Ю.В., Гульчук Ю.С. Исследование влияния напряженного состояния на степень радиационного охрупчивания корпусных сталей // ВАНТ. Серия: Физика радиац. повреждений и радиац. материаловедение. - 2007. - № 6 (91). - С. 65 - 71.
3. Гриник Э.У, Ревка В.Н., Чирко Л.И., Чайковский Ю.В. Оценка вязкости разрушения корпусных материалов реактора ВВЭР-1000 // Матеріали міжнарод. конф. "Актуальні проблеми ядерної фізики та атомної енергетики NPAE-Kyiv 2006", 29 травня – 3 червня 2006 р., Київ, Україна. - Київ (Україна). - 2007. - С. 659 – 665.
4. Гриник Э.У., Ревка В.Н., Чирко Л.И., Чайковский Ю.В., Ковыршин В.Г. Сравнение результатов испытаний образцов-свидетелей штатного и модернизированного комплекта блока № 2 Южно-Украинской АЭС // 5-я междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 29 мая - 1 июня 2007 г., Подольск, Россия. / Тезисы докладов. ФГУП ОКБ “Гидропресс”, Подольск (Россия). - 2007. - С. 109.
5. Васильченко В.Н., Ковыршин В.Г., Гриник Э.У., Ревка В.Н. К оценке охрупчивания материалов КР ВВЭР-1000 по стандартной программе ОС // 5-я междунар. науч.-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", 29 мая - 1 июня 2007 г., Подольск, Россия. / Тезисы докладов. ФГУП ОКБ "Гидропресс", Подольск (Россия). - 2007. - С. 109.

Публікації-2008 (готуються)