Осуществлена разработка принципиальных транспортно-технологических схем обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивным графитом замедлителя высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) при размещении их на долговременное хранение/захоронение и утилизацию. Проведены работы по выявлению опасных, с точки зрения облучения персонала и населения, технологических операций, присутствующих при обращении с ОЯТ и радиоактивными отходами (РАО) ВТГР, проведены расчеты величин дозовых нагрузок, возможных при выполнении этих технологических операций, и даны рекомендации по снижению этих дозовых нагрузок. Получены расчетно-аналитические данные по уровням выгорания, энерговыделения, техническому состоянию и изотопному составу различных видов отработавшего ядерного топлива на период до 50 лет от момента выгрузки для быстрого реактора со свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем, по техническому состоянию, уровню наведенной активности и изотопному составу тяжелого жидкометаллического теплоносителя, Разработаны рекомендации по обращению с ОЯТ и свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем на реакторной площадке быстрого реактора с применением современных "сухих" технологий и принципов естественной безопасности. Выполнена разработка принципиальных транспортно-технологических схем обращения с ОЯТ и радиоактивным теплоносителем быстрого реактора с ТЖМТ при размещении их на долговременное хранение/захоронение и утилизацию. Проведены работы по выявлению опасных для персонала и населения технологических операций, имеющих место при обращении с ОЯТ и РАО быстрого реактора с ТЖМТ, проведены расчеты величин дозовых нагрузок, возможных при выполнении этих технологических операций, и даны рекомендации по снижению этих дозовых нагрузок.*