В середине 70-х годов на территории Семипалатинского ядерного испытательного полигона для экспериментальной отработки ядерных ракетных двигателей в целом и его отдельных узлов был создан стендовый комплекс «Байкал-1». Исследовательский реактор ИВГ.1 был одной из основных экспериментальных установок, входящих в состав стендового комплекса.
Проект реактора ИВГ.1 был разработан в 1966-1969 годах в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники имени Н.А. Доллежаля. Реактор ИВГ.1 – исследовательский высокотемпературный газоохлаждаемый гетерогенный корпусной ядерный реактор канального типа на тепловых нейтронах с легководным замедлителем и бериллиевым отражателем нейтронов.
Физический пуск реактора ИВГ.1 был проведен в сентябре-ноябре 1972 г., а энергетический пуск, положивший начало эксплуатации этого реактора, состоялся 7 марта 1975 года.
В 1975-1988 годах на реакторе ИВГ.1 проведено большое количество испытаний тепловыделяющих сборок реакторов ядерных ракетных двигателей и ядерных энергодвигательных установок, подтвердивших их принципиальную работоспособность. В этот же период времени на реакторе ИВГ.1 была экспериментально подтверждена работоспособность твэлов и тепловыделяющих сборок высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с азотным теплоносителем и продемонстрирована возможность создания такого реактора.
После модернизации, начиная с 1991 года по настоящее время, реактор ИВГ.1М в основном используется в выполнении различных научно-исследовательских программ, наиболее крупными из которых являются нейтронно-активационный анализ материалов реакторной техники, изучение работы литиевого дивертора прототипа реактора ИТЭР, изучение газовых лазеров с ядерной накачкой и другие.
В настоящее время интенсивно выполняется программа по замене топлива реактора ИВГ.1М на низкообогащенный уран, а также разрабатывается проект модернизации реакторных систем, что позволит повысить эксплуатационные характеристики и экспериментальные возможности реактора ИВГ.1М.
Отдел по связям с общественностью РГП НЯЦ РК
