У доповіді «Approaches to Supply Ukrainian NPPs with Core Components» Олександр Мазурок представив унікальний досвід з диверсифікації основних елементів активної зони ВВЕР-440 та ВВЕР-1000. Окремо розглянуто ключові аспекти обґрунтування безпечної експлуатації під час продовження ресурсу поглинаючих стрижнів СУЗ для ВВЕР-1000, які вже експлуатуються, а також обґрунтування вітчизняних рішень для ПС СУЗ – надставки АРК і касети-екрана для ВВЕР-440.

У ході обговорення учасники конференції дійшли згоди, що за наукової підтримки приватних і державних наукових установ України, НАЕК «Енергоатом» вчасно проводить роботи зі своєчасного забезпечення власних потреб елементами активної зони альтернативної конструкції, такими як ПС СУЗ, надставка касети АРК та касета-екран. Розробка цих елементів проводиться з метою заміни відповідних складових активної зони, які раніше постачались виключно з рф. Накопичений досвід і технології диверсифікації можуть бути застосовані країнами Європи, що експлуатують ВВЕР і залежать від російських постачальників.

У доповіді «Development of Neutron-Absorbing Materials and RCCA with Increased Performance for VVER-1000 Reactor» фахівці НТК ЯПЦ ознайомили учасників конференції з результатами, що підтверджують високий рівень досліджень ННЦ ХФТІ та ступінь готовності до виготовлення поглинаючих елементів (ПЕЛ) і ПС СУЗ для ВВЕР-1000 з підвищеними експлуатаційними характеристиками. Запропоновано, що у разі потреби на АЕС із ВВЕР-1000 може бути розглянуто альтернативну конструкцію ПС СУЗ, яка за зовнішніми геометричними розмірами, масою, ефективністю поглинання нейтронів та розмірами вузлів з’єднання не відрізняється від ПС СУЗ виробництва рф, але має інший склад нейтронопоглинаючих матеріалів: таблетковий варіант наповнення ПЕЛ замість порошкового. 

У презентації «Studying the Integrity of SNF Rod Cladding at Various Stages of Dry Storage Technology Implementation» Михайло Трет’яков, який взяв участь у конференції за прогромаю мобільності NURECAB, представив методологію прогнозування поведінки оболонок паливних стрижнів відпрацьованого ядерного палива зі сплавів Е110 (ТВЗМ/А) та ZIRLO (ТВЗ-W/WR) при термічних впливах у процесі реалізації технології сухого зберігання. Запропонований у роботі розрахунковий підхід базується на результатах лабораторних імітаційних випробувань і застосовуватися для обґрунтування збереження цілісності  оболонок паливних стрижнів у будь-яких інших сухих сховищах, де зберігається або планується зберігати паливо зі сплавами Е110 або ZIRLO.

Незважаючи на те, що з початку повномасштабного вторгнення російське паливо з оболонками зі сплаву Е110 (ТВЗМ/А) більше не постачається на АЕС України, велика кількість таких відпрацьованих ТВЗ вимагає обґрунтування безпеки тривалого зберігання. Запропонований підхід уже застосовано для обґрунтування збереження цілісності оболонок при впровадженні технології сухого зберігання ВЯП в ССВЯП на ВП ЗАЕС.

Роман Глушенков у доповіді «Spent Nuclear Fuel Management of Ukrainian Nuclear Operator» показав поточну схему поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні, яка орієнтована на відкладене рішення (тимчасове сухе зберігання), спрямоване на довгострокове зберігання в межах країни. Наразі довгострокове зберігання відбувається на двох майданчиках: Сухе сховище відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) на майданчику  ЗАЕС та Централізоване сховище відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) в Чорнобильській зоні відчуження, яке приймає відпрацьоване ядерне паливо з Рівненської, Хмельницької та Південноукраїнської АЕС. Своєчасний запуск ЦСВЯП зменшив історичну залежність від росії у зберіганні ВТВЗ.

Павло Бізюк у доповіді «Modelling of Power Distribution Control Processes in The Cores of VVER-1000 Reactors Using ANC-H Reactor Core Simulator Program (ARCS)» представив  створену ним програму для оперативного моделювання та прогнозування стану активної зони, потреба в якій виникла через часті швидкі розвантаження енергоблоків унаслідок обстрілів критичної інфраструктури рф. Для цього розроблено графічний інструмент ARCS (ANC-H Reactor Core Simulator) на базі коду ANC-H. У доповіді зроблено висновок, що програма ARCS може використовуватися для обчислювального прогнозу стану активних зон ВВЕР-1000 як виключно із ТВЗ виробництва ВАТ «ТВЕЛ», так і для змішаних зон, а також зон виключно з ТВЗ виробництва компанії «Westinghouse».

Загалом можна зробити висновок, що представлені українськими фахівцями роботи спрямовані на заміну елементів активної зони, програмного забезпечення та послуг, які раніше забезпечувала рф, на вітчизняні рішення. 

У своїх доповідях представники компанії Westinghouse окреслили подальші шляхи розвитку дизайну ТВЗ що вже експлуатуються у ВВЕР-1000 та ВВЕР-440. У доповіді «Mitigation of Local Power Peaking by Introducing Hf Spacer Pins in the VVER-440 Follower Fuel Assembly» продемонстровано особливості нової паливної касети NOVA E-6 (АРК): для зменшення піків потужності в сусідніх робочих касетах пропонується додати у верхній частині периферійних паливних стрижнів касети АРК елемент, що поглинає нейтрони, у вигляді прутка гафнію (Hf). 

Подальше вдосконалення продукції для ринку ВВЕР-1000 з урахуванням пропозицій замовників щодо потенційних покращень конструкції є частиною довгострокової стратегії Westinghouse. Із 2020 року Westinghouse реалізує дослідницький проєкт зі створення решітки наступного покоління для сімейства ТВЗ ВВЕР-1000 із покращеними нейтронними, механічними та теплогідравлічними властивостями; для підвищення нейтронної економії передбачено використання решіток на основі цирконієвого сплаву. 

Найбільшу кількість доповідей – понад 20 – представили фахівці Framatome. Компані оприлюднила результати випробувань цирконієвих сплавів власної розробки (M5_Framatome, Q12) і проміжні результати дослідної експлуатації палива, стійкого до аварій (ATF). Водночас найбільший інтерес учасників конференції – представників АЕС та розробників ядерного палива – викликали роботи, де Framatome показала власні розробки паливних збірок для ВВЕР-440 і ВВЕР-1000. Розробку тепловиділяючих збірок для ВВЕР-1000 Framatome розпочала у 2019 році, а у 2024 році стартувала розробка ТВЗ для ВВЕР-440. З презентацій випливає, що повна готовність ТВЗ для ВВЕР-1000 очікується не раніше 2028 року, а дозавантаження активних зон свіжим паливом плануються на 2030 рік. 

Після завершення конференції всі доповідачі отримали від директора Інституту ядерних досліджень та ядерної енергетики Болгарської академії наук (INRNE-BAS) професора, доктора Димитара Тонева сертифікати учасника конференції.

 Участь фахівців підприємств України у конференції дозволила продемонструвати міжнародній спільноті високий рівень робіт із диверсифікації основних елементів активної зони ВВЕР, розробок ПЕЛ та ПС СУЗ альтернативної конструкції з підвищеними показниками надійності, а також компетенції у сфері безпечного зберігання відпрацьованого ядерного палива. Захід також сприяв налагодженню прямих контактів із провідними міжнародними компаніями та науковими установами.