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.
Панорама реакторного комплекса "Байкал-1"

Панорама реакторного комплекса "Байкал-1"

Панорама реакторного комплекса "Байкал-1"

Пультовая реактора

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.
Вид на реактор со стороны перегрузочной машины

Вид на реактор со стороны перегрузочной машины