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 | 95°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.