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.
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 |
 |
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.
Ўзбекча
Русский
English
