ИВВ-2

Эта статья находится на начальном уровне проработки, в одной из её версий выборочно используется текст из источника, распространяемого под свободной лицензией
Материал из энциклопедии Руниверсалис
ИВВ-2(М)
Тип реактора водо-водяной
Назначение реактора исследовательский
Технические параметры
Теплоноситель обессоленная вода
Топливо диоксид урана
Тепловая мощность 15 МВт
Электрическая мощность нет
Строительство и эксплуатация
Местонахождение Институт реакторных материалов
Пуск 1966 год
Эксплуатация по настоящее время
Построено реакторов 1

ИВВ-2(М) — российский исследовательский ядерный реактор[en]. Является гетерогенным водо-водяным реактором бассейнового типа[en][1].

Расположен на площадке института реакторных материалов на территории первой очереди Белоярской АЭС (город Заречный, Свердловская область). Спроектирован НИКИЭТ.

История

Строительство начато на основании Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР от 12 октября 1960 г. № 1090—446.[2] 23 апреля 1966 года реактор был выведен в критическое состояние, а 18 октября 1966 года состоялся его энергетический пуск[1]. В 1975—1988 годах были проведены обширные реконструкционные работы, увеличившие номинальную тепловую мощность с 10 до 15 МВт и позволившие продлить срок эксплуатации до 2025 года[3].

Характеристики

Максимальная плотность потока нейтронов для тепловых нейтронов составляет 5 × 1014 см−2·с−1.[4][5] Реактор работает на высокообогащенном уране 90 % (UO2). Тем не менее, существует проект по переходу на низкообогащенный уран, совместный с Аргоннской национальной лабораторией[6].

Замедление нейтронов и охлаждение активной зоны выполняется водой.[7].

Деятельность

На реакторе ИВВ-2 проводятся испытания тепловыделяющих элементов, эксперименты по физике твердого тела и исследования по рассеиванию нейтронов, изучаются свойства материалов и изделий при облучении[6].

Проводится наработка изотопной продукции.[8] В частности иридий-192, лютеций-177, углерод-14, цезий-131. Планируется освоить иттрий-90, иод-125.

Инциденты

В декабре 2007 года в связи с ошибкой персонала при установке объектов облучения произошло превышение допустимых мощностей ряда ТВЭЛов с закипанием теплоносителя и их разгерметизацией.[9][10] Произошло загрязнение теплоносителя. Загрязнения оборудования и помещений не зафиксировано, однако средства контроля радиационной обстановки в районе Белоярской атомной станции зафиксировали незначительное повышение радиационного фона до 33 мкР/ч.[11]

Примечания

  1. ↑ 1,0 1,1 ОИЯИ, 2016, p. 155.
  2. ↑ История предприятия. Дата обращения: 2 мая 2019. Архивировано 4 мая 2019 года.
  3. ↑ ОИЯИ, 2016, p. 156.
  4. ↑ Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М. Дата обращения: 2 мая 2019. Архивировано 2 мая 2019 года.
  5. ↑ Исследовательский реактор ИВВ-2М. Дата обращения: 1 мая 2019. Архивировано 1 мая 2019 года.
  6. ↑ 6,0 6,1 Russia: Dollezhal Scientific Research and Design Institute of Energy Technologies (NIKIET) (англ.) (недоступная ссылка) (8.07.2004). Дата обращения: 1 мая 2019. Архивировано 17 сентября 2011 года.
  7. ↑ IVV-2M in Research Reactor Database (англ.). МАгАтЭ. Дата обращения: 1 мая 2019. Архивировано 1 мая 2019 года.
  8. ↑ Производство радионуклидной продукции. Дата обращения: 2 мая 2019. Архивировано 2 мая 2019 года.
  9. ↑ Информация о нарушениях в работе объектов использования атомной энергии. Дата обращения: 2 мая 2019. Архивировано 2 мая 2019 года.
  10. ↑ Аварии и инциденты с радиационными последствиями на атомных объектах. Дата обращения: 2 мая 2019. Архивировано 1 марта 2019 года.
  11. ↑ В зоне расположения БАЭС было зафиксировано превышение допустимого радиационного фона (недоступная ссылка). Дата обращения: 11 сентября 2012. Архивировано 11 сентября 2012 года.

Литература

  • Исследовательский реактор ИВВ-2М в Исследовательские ядерные установки государств — участников Содружества Независимых Государств / Редакторы-составители М. К. Виноградов, В. Н. Федулин. М.: Гелиос АРВ, 2016. 480 с., ISBN 978-5-85438-249-6.
Источник — https://xn--h1ajim.xn--p1ai/index.php?title=ИВВ-2&oldid=7085512