ВВР-ц

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
ВВР-ц
Тип реактора водо-водяной
Назначение реактора исследовательский
Технические параметры
Теплоноситель обессоленная вода
Тепловая мощность 15 МВт
Электрическая мощность нет
Строительство и эксплуатация
Местонахождение НИФХИ
Пуск 1964 год
Эксплуатация по настоящее время
Построено реакторов 1

ВВР-ц — исследовательский водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа[1][2][3][4].

Реактор предназначался для работ по радиационной химии.[5] С 1980 года приоритетное использование реактора - наработка изотопной продукции. Ведется наработка молибдена-99, иода-131, самария-153, углерода-14, железа-59.[6]

Позже началось облучение полупроводников с целью получения ядерно-легированного кремния.

С 1980 года проведено несколько модернизаций реактора.[5][7] Ведется проработка замены корпуса реактора с целью модернизации по проекту ИВВ-10(М).

Примечания[править | править код]

Литература[править | править код]