menyu
Новости
menyu

V Республиканская конференция молодых физиков Узбекистана «ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА И ЯДЕРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ»
4-5 декабря, 2018 г, Улугбек, Ташкент
Онлайн регистрация

Ядерный реактор ВВР-СМ

10 сентября 1959 года впервые в Центральной Азии в исследовательский ядерный реактор ВВР-С института ядерной физики мощностью 2 МВт достиг критичности.
С целью повышения плотности потоков нейтронов и расширения его экспериментальных возможностей в 1971-1978 годах была проведена реконструкция активной зоны, позволившая повысить номинальную мощность реактора до 10 МВт. В реакторе использовалось высокообогащенное по урану-235 (90%) топливо ИРТ-3М. Реконструкция реактора позволила производить радиоизотопы для медицины.
В феврале 1999 года, впервые в мире среди реакторов советского производства, исследовательский реактор ВВР-СМ перешел на использование высокообогащенного по урану-235 (36%) топливо ИРТ-3М.
С ноября 2000 г. по март 2002 г. в реакторе ВВР-СМ института ядерной физики было испытано низкообогащенное по урану-235 (19,82%) топливо типа ИРТ-4М, разработанное “Институтом Атомной Энергии” имени И. Курчатова.
Главный инженер ВВР-СМ:

Юсупов Ж.

Тел. рабочий:(998-71)-289-31-34

yusupovdjalil@inp.uz

Впервые в мире среди реакторов советского производства исследовательский реактор ВВР-СМ с ноября 2009 г. перешел на использование низкообогащенного по урану-235 (19,7%) топлива ИРТ-4М.

Мощность, МВт 10
Количество ТВЛ в реакторе, шт. 24
Объем активной зоны, л 83,0
Максимальная плотность нейтронов в экспериментальном канале:  
Быстрых (En0.821 MeV), в активной зоне, нейтрон /(см2 *сек)
5x1013
тепловых, в отражателе, нейтрон /(см2 *сек) 1.2x1014
Температура воды на входе в активную зону, оС 45
Расход воды, м3 / час 1250
Число экспериментальных каналов:  
горизонтальных 9
тепловая колонна 1
вертикальных, в отражателе 25
в самом топливе 15
Диаметры экспериментальных каналов, мм 26÷45
Регулирующие органы СУЗ, шт.  
Компенсирующие сержены (КС) 6
Аварийная защита (АЗ) 3
Автоматический регулятор (AР) 1

Реактор используется для проведения исследований в области ядерной физики, радиационной физики, радиационного материаловедения, активационного анализа, облучения минералов, а также в производстве радиоизотопов для медицинских и промышленных целей.


This project is co-funded by the European Union


Проект «Безопасность при эксплуатации исследовательского реактора Института ядерной физики (Фаза II)» направлен на укрепление безопасной эксплуатации исследовательского реактора ВВР-СМ в соответствии с новыми международными стандартами. В 2010-2013 г.г. в рамках проекта Департамента технической кооперации МАГАТЭ и Европейского Союза ТС UZB/9/005 заменены система управления и защиты, контрольно-измерительные приборы, которые использовались с момента ввода в эксплуатацию реактора (1959 год). Новая система управления и защиты имеет важное значение для безопасной работы с новой активной зоной реактора с низкообогащенным топливом. В качестве дополнительной задачи решено заменить теплообменники, трубопроводы и насосы, которые находились в эксплуатации в течение более 45 лет. В рамках проекта ТС UZB/1/001 разработана техническая спецификация для замены трубопроводов и насосов второго контура, бериллиевых отражателей и технологической вентиляции.