Реактор ИВГ.1М

Водоохлаждаемый реактор ИВГ.1М создан в 1990 году результате модернизации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ИВГ.1, введенного в эксплуатацию в 1975 году и изначально предназначенного для испытаний твэлов и ТВС ЯРД. В ходе модернизации газоохлаждаемая активная зона реактора была заменена на водоохлаждаемую.

Технические характеристики реактора ИВГ.1М

• Проектная 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…………… 3,5х10¹⁴ н/см²с

• Расход воды через реактор…………………………….. до 380 кг/с

• Максимальная температура воды на выходе из реактора……………………………………. 95°С

Основной объем испытаний (по тематике ЯРД) был выполнен в реакторе ИВГ.1, в котором были испытаны четыре опытные активные зоны, укомплектованные технологическими каналами различных конструкционных модификаций.

Полученные результаты (полное сохранение целостности и почти полное сохранение исходной прочности твэлов) свидетельствовали о  высокой работоспособности штатных твэлов ЯРД.

Основные направления исследований, которые проводятся на реакторе ИВГ.1М в настоящее время:

• изучение параметров проницаемости и накопления изотопов водорода в конструкционных материалах в процессе реакторного облучения на стенде «Лиана»;

• изучение поведения материалов первой стенки термоядерного реактора в условиях моделирования аварийных ситуаций;

• моделирование радиационного воздействия на биологические объекты;

• работы по конверсии ИВГ1.М на низкообогащенное топливо и многое другое.