РЕАКТОР ИГР

Импульсный исследовательский реактор ИГР является высокотемпературным, самогасящимся, уран-графитовым, гомогенным реактором на тепловых нейтронах. Из импульсных реакторов большой интегральной мощности реактора ИГР обладает самым высоким флюенсом нейтронов в экспериментальной полости диаметром 228 мм и высотой 3825 мм.

Технические характеристики:
Плотность потока тепловых нейтронов.............................................................................7´10¹⁶н/см²×с
Флюенс тепловых нейтронов................................................................................................3,7´10¹⁶н/см²
Полуширина импульса минимальная................................................................................0,12 с
Диаметр/длина центрального экспериментального канала.......................................0,228/3,825 м

Широкая возможность сочетания эксплуатационных характеристик реактора, пневмогидравлического стенда и петлевых установок, а также многолетний опыт эксплуатации показывают, что реакторный комплекс ИГР является одним из лучших инструментов для решения задач, связанных с динамическими испытаниями объектов ядерной техники.
Наиболее крупные (многолетние) программы исследований и испытаний, выполненные на реакторе ИГР, были связаны с

• термичностью ядерного топлива по программе создания ядерного ракетного двигателя (ЯРД);
• радиационной стойкостью электронной аппаратуры и элементов автоматики космических и воздушных летательных аппаратов;
• отработкой режимов запуска наземных прототипов ЯРД;
• динамикой реактора при реактивностях до 5 ßэф.;
• отработкой систем регулирования импульсных реакторов;
• определением выхода и осаждения продуктов деления в различных экспериментальных устройствах;
• определением пределов работоспособности твэлов и ТВС с топливом различного компонентного состава и назначения – космического, транспортного, исследовательского и энергетического.

В настоящее время на реакторе ИГР проводятся эксперименты в обоснование концепции управляемого перемещения расплава топлива в реакторах на быстрых нейтронах для предотвращения возникновения повторной критичности при тяжелых авариях с плавлением активной зоны.

РЕАКТОР ИВГ.1М

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

Технические характеристики реактора ИВГ.1М:
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×с
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.

Штатные твэлы ЯРД в исходном состоянии (а), после испытаний (б), отобранные из зон ЦЗ различных НС

Фрагмент канала КЭТ в исходном состоянии (а) и после испытаний (б) в 12 пусках реактора ИВГ.1

В настоящее время на реакторе ИВГ.1М проводятся исследования материалов термоядерного реактора.

Институт атомной энергии НЯЦ РК совместно с НИИЭТФ КазНУ участвует в международном проекте ИТЭР.

Основные направления исследований:

• изучение параметров проницаемости и накопления изотопов водорода в конструкционных материалах в процессе реакторного облучения на стенде «Лиана»;
• изучение поведения материалов первой стенки в условиях моделирования аварийных ситуаций.

Модернизация исследовательского реактора ИВГ.1М

Для расширения возможных направлений и объема экспериментальных исследований планируется выполнить модернизацию реакторной установки ИВГ.1М. В рамках модернизации будут выполнены следующие работы:

- создание новой активной зоны с использованием низкообогащенного топлива (при сохранении проектного уровня мощности реактора - 60 МВт);

- проведение реконструкции системы водяного охлаждения реактора, обеспечивающей возможность длительной работы реактора на номинальном уровне мощности;

- реконструкция системы аварийного охлаждения реактора для повышения безопасности испытаний;

- создание петлевой установки для проведения испытаний водоохлаждаемых ТВС энергетических реакторов;

- создание газовой петлевой установки для испытания газоохлаждаемых ТВС и отработки технологии получения водорода.

- оснащение реактора ИВГ.1М системой закрытого выхлопа, которая позволит обеспечить экологическую безопасность крупномасштабных испытаний газоохлаждаемых ТВС.

Для ТВС модернизированных водоохлаждаемых технологических каналов реактора ИВГ.1М предполагается использовать керметные твэлы на основе микротоплива с матричной структурой с обогащением 19 % по урану -235, разработки ФГУП НИИ НПО “Луч"

В 2006-2007 годах было разработано и утверждено технико-экономическое обоснование модернизации исследовательских реакторов НЯЦ. Модернизация реактора ИВГ.1М будет проведена в рамках государственной бюджетной программы Республики Казахстан. Планируется, что работы по модернизации реактора ИВГ.1М будут проведены в период с 2009 по 2013 год.