Исследовательский реактор ИР-100

ИР-100 — исследовательский ядерный реактор, построенный и введенный в эксплуатацию в Севастопольском высшем военно-морском инженерном училище в 1967 году, готовившим специалистов для атомного подводного флота. Реактор ИР-100 используется для проведения научно-исследовательских и учебных работ в области молекулярной и ядерной физики, радиационной химии, для производства радиоактивных изотопов, приборов и оборудования, облученных в полях гамма-квантов, а также для подготовки специалистов по эксплуатации ядерных реакторов.

Ныне эксплуатируется Институтом ядерной энергии и промышленности, входящим в Севастопольский государственный университет.

В конце марта 2014 года ядерный реактор ИР-100 был на время остановлен и законсервирован^[1].

Реактор ИР-100 гетерогенный, на тепловых нейтронах, бассейнового типа с использованием в качестве замедлителя и теплоносителя обессоленную воду.

Конструктивно реактор изготовлен в форме бака диаметром 1800 мм и высотой 4400 мм, на днище которого на специальной подставке расположена активная зона с графитовым отражателем. Бак реактора размещен в колодце, который находится в массиве биологической защиты. Активная зона имеет форму шестигранной призмы и формируется из тепловыделяющих кассет (фрагментов), которые хвостовиками установлены в направляющую решетку. Высота активной зоны 500 мм, диаметр призмы 460 мм.

Реактор укомплектован несколькими экспериментальными устройствами:

• откаточный короб размером 800 × 800 мм;
• тепловая колонна размером 1200 × 1200 мм;
• пневмопочта диаметром 30 мм;
• горизонтальные экспериментальные каналы диаметром 100 мм (3 штуки)
• вертикальные экспериментальные каналы диаметром 76мм (2 штуки) и диаметром 48 мм (6 штук)
• центральный экспериментальный канал диаметром 36 мм (1 штука)
• горячая камера;
• экспериментальная установка «сигма-сигма».

Нейтронно-физические характеристики реактора следующие:

• тепловая мощность 200 кВт (используя подкритическую сборку ИР-200)
• максимальная температура ТВЭЛа 373 К ;
• максимальная температура на выходе из активной зоны 328 К;
• максимальные значения плотности потока тепловых нейтронов в центре активной зоны 6,4·10¹² (см²·с)⁻¹;
• замедлитель и теплоноситель — обессоленная вода.
• отражатель — обессоленная вода, графит.
• величины плотности потока тепловых нейтронов в различных экспериментальных каналах при мощности 200 кВт от 0,2·10¹² до 7,4·10¹² (см²·с)⁻¹

• Саркисов Ашот Аракелович, Пучков Виталий Николаевич. 10.1 Исследовательский реактор ИР-100 // Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — С. 451—456. — 503 с. — 2600 экз. — ISBN 5-283-03764-9.
• Атомная энергия Булкин Ю. М. и др. 1966. Т. 21. Вып. 5. С. 363.