Исследовательский реактор ИВГ.1М (IVG.1M) в Курчатове, Казахстан, готов к возобновлению экспериментов после завершения проекта по переводу его с использования высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива на низкообогащенное урановое (НОУ) топливо, сообщил Национальный ядерный центр (НЯЦ) страны.

В 2010 году НЯЦ начал проект по переводу реактора ИВГ.1М на использование НОУ вместо ВОУ топлива. К концу 2013 г. были проведены теоретические и расчетные работы, подтвердившие возможность конверсии реактора ИВГ.1М без ухудшения характеристик. В 2014 году для реакторных испытаний были поставлены два опытных канала с НОУ-топливом производства ФГУП ООО «ЛУЧ». Испытания реактора были начаты в 2017 г. и завершены в октябре 2019 г. после выхода на проектную наработку 1080 МВтч, всего было проведено 49 пусков реактора.

Картинки с сайта nnc.kz

В сентябре 2020 года Казахстан и США подписали совместное заявление, в котором обязались перевести исследовательский реактор ИВГ.1М с ВОУ на НОУ топливо в 2021 году. Обе страны сотрудничают уже более 10 лет.

Первый технологический канал с НОУ топливом был загружен в реактор 31 марта прошлого года. В мае 2022 года НЯЦ объявил, что работники Курчатова успешно осуществили физический пуск реактора ИВГ.1М на НОУ-топливе.

Теперь НЯЦ объявил, что реактор начал работу на НОУ топливе «после завершения операций по конверсии и подготовки всех разрешений». В нем говорится, что реактор «достиг заданного уровня мощности, и все системы реактора работали в штатном режиме».

В НЯЦ отметили, что конверсионные работы позволили не только получить модернизированный реактор с НОУ топливом с улучшенными выходными техническими параметрами, но и значительно улучшить техническое состояние реактора и вспомогательных систем. Это еще одно значимое достижение Республики Казахстан в укреплении режима ядерного нераспространения.

Водо-водяной реактор ИВГ.1М введен в эксплуатацию в 1975 г. и перезарущен в 1990 г. в результате модернизации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ИВГ.1, изначально предназначенного для испытаний ТВС и активных зон высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы. В ходе модернизации газоохлаждаемая активная зона реактора была перемещена в водоохлаждаемую зону.

Недавние исследования на реакторе включали исследования взаимодействия конструкционных материалов ИТЭР с водородом и его изотопами в условиях облучения реактора, а также исследование рассеяния излучения реактора в атмосфере для подтверждения безопасности ядерной энергетики.