Архив https://spravka-region.ru/arhiv Всего записей: 50 1) А-1 А-1 — первый промышленный оружейный ядерный реактор в СССР и Европе, первый в СССР и Европе ядерный реактор с охлаждением, памятник науки и техники. -------------------------------------------------------------- 2) Австралийский высокопоточный реактор Австралийский высокопоточный реактор — первый ядерный реактор в Австралии. Построен в исследовательском центре Австралийской комиссии по атомной энергии в Лукас Хайтс, Сидней, Австралия. -------------------------------------------------------------- 3) Аргус (реактор) Аргус — исследовательский и промышленный гомогенный ядерный реактор на растворах солей. Основное назначение — наработка изотопов из продуктов деления урана, например молибдена-99. -------------------------------------------------------------- 4) АСТ-500 АСТ-500 — кипящий водо-водяной реактор мощностью (тепловой) 500 МВт, разработанный в СССР. Реактор предназначался для проекта атомных станций теплоснабжения, предназначенных для генерации тепловой энергии, обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов. -------------------------------------------------------------- 5) БН-350 БН-350 — первый в мире опытно-промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Введен в эксплуатацию 16 июля 1973 года в г. Шевченко. -------------------------------------------------------------- 6) БН-600 БН-600 — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность — 600 МВт. С момента остановки реактора «Феникс» во Франции в 2009 году и до запуска также на Белоярской АЭС реактора БН-800 10 декабря 2015 года, БН-600 был единственным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах. -------------------------------------------------------------- 7) БН-800 БН-800 — ядерный энергетический реактор с натриевым теплоносителем, относящийся к категории реакторов на быстрых нейтронах с использованием оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива. -------------------------------------------------------------- 8) БН-1200 БН-1200 — проектируемый серийный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем электрической мощностью 1220 МВт. -------------------------------------------------------------- 9) БОР-60 БОР-60 — многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в НИИАР, г. Димитровград. Строительство начато в 1965 году, в 1968 произведен физический пуск, через год — энергетический. Используется для изучения новых видов ядерного топлива, создания новых конструкционных материалов и теплоносителей ядерных реакторов, производства и изучения изотопов, испытаний оборудования для атомных электростанций. Наряду с многоцелевым исследовательским реактором ВК-50 один из двух реакторов в НИИАР, вырабатывающих электроэнергию. -------------------------------------------------------------- 10) БР-5 (реактор) БР-5 — исследовательский ядерный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Построен и эксплуатировался в ФЭИ, г.Обнинск, в период с 1959 по 2002 годы. -------------------------------------------------------------- 11) БРЕСТ БРЕСТ  — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и использованием перегретого пара. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300. -------------------------------------------------------------- 12) ВВР-М ВВР-М — исследовательский пучковый водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа. -------------------------------------------------------------- 13) ВВР-ц ВВР-ц — исследовательский водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа. -------------------------------------------------------------- 14) ВВЭР-440 ВВЭР-440 — водо-водяной энергетический реактор мощностью (электрической) 440 МВт, разработанный в СССР. -------------------------------------------------------------- 15) ВВЭР-1000 Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-1000) — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. По состоянию на октябрь 2018 года данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии — 37 действующих реакторов, что составляет 7,5 % от общего количества эксплуатирующихся в мире энергетических реакторов всех типов. -------------------------------------------------------------- 16) ВК-50 ВК-50 — многоцелевой исследовательский реактор «водяной кипящий 50 мегаватт» — исследовательская реакторная установка в НИИАР в г. Димитровграде. Как отмечается на сайте НИИАР, ВК-50 является «первой и единственной в России установкой с корпусным водо-водяным кипящим реактором, естественной циркуляцией теплоносителя и подачей пара непосредственно из реактора на турбину». -------------------------------------------------------------- 17) ВМ (реактор) ВМ — семейство советских водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, размещаемых на подводных лодках. В качестве ядерного топлива используется высокообогащённая по урану-235 (21%) двуокись урана. Тепловая мощность — 70…90 МВт. Разрабатывались НИИ-8 (Н. А. Доллежаль) и ОКБ завода № 92 (И. И. Африкантов). Общее научное руководство проектами осуществлялось академиком А. П. Александровым. Относятся к первому (ВМ-А) и второму (ВМ-4) поколению. -------------------------------------------------------------- 18) Графитовый реактор X-10 Графитовый реактор X-10 — второй в мире искусственный ядерный реактор, первый реактор, спроектированный и построенный для постоянного функционирования и производства плутония для ядерных бомб. Располагался в Ок-Риджской национальной лаборатории, работы по созданию и запуску велись под руководством Энрико Ферми. -------------------------------------------------------------- 19) Дзёё (ядерный реактор) Дзёё (яп. 常陽) — это испытательный реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, расположенный в Оараи, префектура Ибараки, Япония. -------------------------------------------------------------- 20) Елена (реактор) АТЭС Елена — необслуживаемая атомная термоэлектрическая станция малой мощности. Теплофикационная мощность установки — около 3 МВт, а электрическая — порядка 100 кВт. -------------------------------------------------------------- 21) ИБР-2 ИБР-2 — импульсный исследовательский пучковый реактор на быстрых нейтронах в Дубне. Находится в Лаборатории Нейтронной физики (ЛНФ) им. И. М. Франка в составе ОИЯИ. С 2006 по июнь 2011 года проходил модернизацию. Единственный атомный реактор в мире с подвижным отражателем. Принят в эксплуатацию в 1981 году. -------------------------------------------------------------- 22) ИВВ-2 ИВВ-2(М) — российский исследовательский ядерный реактор. Является гетерогенным водо-водяным реактором бассейнового типа. -------------------------------------------------------------- 23) ИИН-3М ИИН-3М — исследовательский реактор на растворах солей, функционировавший на ташкентском заводе полупроводниковых приборов «Фотон» с 1975 по 2013 годы. Создан на базе наработок расположенного в Казахстане реактора ИГР. -------------------------------------------------------------- 24) 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. -------------------------------------------------------------- 25) Исследовательский реактор ИРТ-Т ИРТ-Т — исследовательский реактор Томского политехнического университета (ТПУ). Реактор бассейнового типа мощностью 6 МВт. Запущен в 1967 году, неоднократно модернизировался. -------------------------------------------------------------- 26) Исследовательский реактор РГ-1М РГ-1М — ядерный реактор бассейнового типа. Предназначен для нейтронно-активационного химического анализа геологических и технологических проб Норильского горно-металлургического комбината. -------------------------------------------------------------- 27) КЛТ-40 КЛТ-40 — серия советских и российских судовых водо-водяных ядерных реакторов, разработанных в ОКБМ имени И. И. Африкантова. Изготавливались на Нижегородском машиностроительном заводе. -------------------------------------------------------------- 28) Крокус (ядерный реактор) КРОКУС — исследовательский реактор Федеральной политехнической школы Лозанны при научно-исследовательском институте и университете в Лозанне, Швейцария. -------------------------------------------------------------- 29) Мария (реактор) «Мария» — польский исследовательский ядерный реактор, второй в хронологической последовательности и единственный существующий в Польше исследовательский ядерный реактор. Находится в Шверке-Отвоцке, под Варшавой, управляется Национальным центром ядерных исследований. Назван в честь польской учёной Марии Склодовской-Кюри. Является многофункциональным исследовательским инструментом, применяется при получении радиоизотопов и нейтронно-активационном анализе, в исследованиях нейтронного излучения и нейтронной терапии. Ежегодная выработка составляет 4000 часов. Реактор был заложен 16 июня 1970 года, запущен 18 декабря 1974 года. -------------------------------------------------------------- 30) МБИР МБИР — строящийся в России в г. Димитровград многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах четвёртого поколения. -------------------------------------------------------------- 31) ОК-150 ОК-150 — проект советских судовых ядерных реакторов энергетической установки ледокола «Ленин». Представляет собой реакторы с водой под давлением (ВВЯР), в которых используется топливо из урана-235. Всего построено три реактора, объединённые в одну энергетическую установку, проработавшую с 1959 по 1967 год и после нескольких аварий затопленную на Новой Земле. -------------------------------------------------------------- 32) ПИК (реактор) Реактор ПИК — проект исследовательского ядерного нейтронного реактора на территории ФГБУ «Петербургский институт ядерной физики им. Б. П. Константинова», г. Гатчина. -------------------------------------------------------------- 33) РБМКП-2400 РБМКП-2400 — проект ядерного реактора серии РБМК с номинальной электрической мощностью 2400 МВт, тепловой — 6500 МВт. Реактор РБМКП-2400 был разработан на основе полученного опыта при эксплуатации реакторов РБМК-1000 и реакторов серии АМБ. Существенным отличием проекта РБМКП-2400 от реакторов РБМК являлось внедрение пароперегревательных каналов для ядерного перегрева пара, а также реализация принципа секционно-блочного конструирования реактора, позволявшего сократить сроки строительства АЭС. -------------------------------------------------------------- 34) Реактор большой мощности канальный Реактор большой мощности канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода. -------------------------------------------------------------- 35) Реактор для испытаний компонентов тяжёлой воды Реактор для испытаний компонентов тяжёлой воды — экспериментальный ядерный реактор на полигоне Саванна-Ривер в округе Эйкен, Южная Каролина, США. Носил неофициальное название — «Гектор» (Hector). -------------------------------------------------------------- 36) Реактор МИР.М1 Петлевой исследовательский реактор МИР -------------------------------------------------------------- 37) Реактор B Реактор B — ядерный реактор, находившийся на территории Хэнфордского комплекса в штате Вашингтон, США. Первый крупный реактор, предназначенный для промышленного производства плутония-239. Реактор был построен в 1944 году в рамках Манхеттенского проекта. -------------------------------------------------------------- 38) Реактор N Реактор N — ядерный реактор с графитовым замедлением, находившийся на территории Хэнфордского комплекса в штате Вашингтон, США. -------------------------------------------------------------- 39) РИТМ-200 РИТМ-200 — российский водо-водяной ядерный реактор, разработанный в ОКБМ имени И. И. Африкантова. Предназначен для установки на атомных ледоколах и перспективных плавучих атомных электростанциях производства «ЗиО-Подольск». -------------------------------------------------------------- 40) РФТ РФТ — советский исследовательский ядерный реактор 1950-х годов, первый в мире петлевой материаловедческий реактор канальной конструкции. -------------------------------------------------------------- 41) СМ (реактор) СМ-3 — высокопоточный исследовательский ядерный реактор ловушечного типа с промежуточным спектром нейтронов, с охлаждением активной зоны водой под давлением. -------------------------------------------------------------- 42) УФЛ-2М УФЛ-2М — лазерная установка для экспериментов по управляемому термоядерному синтезу с инерциальным удержанием плазмы. Создаётся в Сарове специалистами ВНИИЭФ. В камеру взаимодействия со всех сторон будут вводиться 192 лазерных луча излучения с длиной волны 0,53 мкм, генерируемых твёрдотельным лазером на неодимовом стекле. Общая подводимая к мишени энергия составит 4,6 МДж. Начало эксплуатации установки намечено на 2022 год.. -------------------------------------------------------------- 43) Ф-1 (реактор) Ф-1 — первый ядерный реактор в СССР и Европе, памятник науки и техники. Находится в Москве. -------------------------------------------------------------- 44) Феникс (реактор) Ядерный реактор «Феникс» — французский энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВт. Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140—240 часов. -------------------------------------------------------------- 45) Чикагская поленница-1 «Чикагская поленница-1» — первый в мире успешно работавший искусственный ядерный реактор. Был построен в 1942 году в Чикагском университете под руководством Энрико Ферми в рамках работ, позднее ставших основой Манхэттенского проекта, по экспериментальной проверке возможности осуществления управляемой самоподдерживающейся цепной ядерной реакции и подготовки к созданию промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. -------------------------------------------------------------- 46) ЭГП-6 ЭГП-6 — энергетический графито-водный гетерогенный реактор канального типа на тепловых нейтронах с естественной циркуляцией, реализующий схему прямого цикла. Его прототипом являются реакторные установки АМ и АМБ. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1976 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии. -------------------------------------------------------------- 47) Ядерный исследовательский центр в Димоне Ядерный исследовательский центр в Димо́не — израильский исследовательский центр, расположенный в пустыне Негев, вблизи города Димоны. -------------------------------------------------------------- 48) Ядерный реактор Миссурийского университета науки и технологий Ядерный реактор Миссурийского университета науки и технологий — это ядерный реактор бассейного типа, эксплуатируемый Миссурийским университетом науки и технологий. Впервые достиг критического состояния в 1961 году. Университет эксплуатирует этот реактор в учебных и исследовательских целях. -------------------------------------------------------------- 49) CANDU CANDU — тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор производства Канады. В качестве замедлителя в CANDU используется тяжёлая вода, это позволяет использовать в качестве топлива обычный природный уран. В отличие от большинства водо-водяных реакторов, CANDU — канальный реактор, это позволяет заменять использованное топливо свежим, не останавливая реактор. Теплоносителем первого контура может быть как тяжёлая, так и обычная вода. -------------------------------------------------------------- 50) SL-1 SL-1 — американский экспериментальный ядерный реактор. Был разработан по заказу Армии США, для электроснабжения изолированных радиолокационных станций за полярным кругом и для линии раннего радиолокационного обнаружения. Разработка велась в рамках программы Argonne Low Power Reactor (ALPR). --------------------------------------------------------------