Реактор ИВГ.1М


Исследовательский реактор ИВГ.1М является модернизацией реактора ИВГ.1, использовавшегося для испытаний тепловыделяющих сборок (ТВС) и активных зон высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, в том числе реакторов ядерных ракетных двигателей (ЯРД) и ядерных энергодвигательных установок (ЯЭДУ).

Реактор ИВГ.1М позволяет проводить исследования, обеспечивающие решение следующих задач:

  • отработку различных типов ТВС на эксплуатационных режимах работы;
  • реакторные испытания конструкционных материалов ТВС;
  • отработку конструкций ТВС и их элементов;
  • исследование возможных аварийных ситуаций и отработку мер по их предотвращению.

Технические характеристики

Тепловая мощность 72 МВт
Эффективный диаметр активной зоны 548 мм
Высота активной зоны 800 мм
Количество урана-235 в активной зоне 4,6 кг
Плотность потока тепловых нейтронов 3,5×1014 н/см2·c
Расход воды через реактор до 380 кг/с
Максимальная температура воды 950°С

Наиболее важными работами, проводившимися на реакторе в последнее время, являются:

  • исследования взаимодействия конструкционных материалов международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР) с водородом и его изотопами в условиях реакторного облучения;
  • исследования рассеяния реакторного излучения в атмосфере в обоснование безопасности атомной энергетики.