Новости Росатома
В ходе VIII международной конференции «СЕМИПАЛАТИНСКИЙ ИСПЫТАТЕЛЬНЫЙ ПОЛИГОН: наследие и перспективы развития научно-технического потенциала» (STS-2018) сотрудники Информационного Центра по атомной энергии г.Астана побывали в одном из технических туров любезно устроенных Национальным ядерным центром Республики Казахстан (НЯЦ РК), в маршрут которого входит посещение «опытного поля» и Реакторного комплекса «ИГР».
Немного истории:
«Опытное поле» было первой испытательной площадкой СИП и предназначалось для проведения атмосферных (наземных и воздушных) ядерных испытаний в период с 1949 по 1962 гг. Площадка представляет собой равнину диаметром ~20 км, окруженную с трех сторон невысокими горами. «Опытное поле» занимает площадь размером около 300 км, периметр — 64 км. Это крупномасштабный комплекс инженерно-строительных сооружений, предназначенных для проведения испытаний и регистрации параметров ядерного взрыва в условиях натурального эксперимента. До настоящего времени сохранились отдельные фрагменты приборных и фортификационных сооружений со следами воздействия ядерных взрывов.
Побывав с кратковременным визитом на «опытном поле» и сняв дозиметрические замеры МЫ заглянули в так называемые «гусаки», строения предназначенные для контроля и наблюдения за взрывом. Один из них, см. на фото расположен в 5 км. от эпицентра.
Опять немного истории:
История реактора ИГР начинается с постановления ЦК КПСС и СМ СССР за №518-246 от 13 мая 1958 года, согласно которому предусматривалось «… построить на объекте №905 Министерства обороны (Семипалатинский ядерный полигон) экспериментальную установку с высокотемпературным гомогенным графитовым реактором». Создание реактора ИГР в кратчайшие сроки позволило уже в 1961 году начать экспериментальные исследования динамики импульсных реакторов, а с 1962 года приступить к исследованию поведения топливных и конструкционных материалов перспективных реакторных установок, в том числе ЯРД — ядерного реакторного двигателя.
Исследовательский реактор ИГР — импульсный реактор на тепловых нейтронах с гомогенной уран-графитовой активной зоной теплоемкостного типа. Высокая теплоемкость графита позволила обойтись без системы принудительного съема тепла, выделяющегося в процессе работы реактора в активной зоне. Отсутствие традиционного контура теплоносителя существенным образом снижает риск радиационной аварии на реакторе.
