Здание, где размещался первый промышленный реактор «А» (комбинат «Маяк», г. Озёрск)
Центральный зал реактора «А» проектной мощностью 100 МВт.
Реактор введен в 1948 г. на комбинате «Маяк».
Фрагмент диффузионного оборудования для получения обогащенного урана-235
Диффузионная технология разделения урана была принята в конце 40-х годов на разделительном заводе в г. Свердловске-44 (комбинат № 813). Существенными недостатками метода были большое потребление электроэнергии и большие площади для размещения километровых технологических цепочек.
Центрифуги для отделения урана-235 от урана-238
В начале 50-х годов были начаты исследования по центробежному разделению изотопов урана. Первый опытный завод, оснащенный газовыми центрифугами, начал работать в 1957 г., а первый промышленный завод был построен и пущен в эксплуатацию в течение 1962-1964 гг. Это событие на 10 лет опередило аналогичные производства в европейских странах.
В дальнейшем газоцентробежной технологией были оснащены все наши разделительные заводы. Эта технология оказалась наиболее пригодной по производительности и длительности эксплуатации оборудования без ремонта.
Первый исследовательский тяжеловодный реактор
С целью физического обоснования промышленных тяжеловодных реакторов для получения плутония, урана-233 и трития в Лаборатории № 3 АН СССР (ныне Государственный научный центр «Институт теоретической и экспериментальной физики», г. Москва) был построен исследовательский тяжеловодный реактор ТВР. Его физический пуск состоялся 26 апреля 1949 г. Это был первый на Азиатско-Европейском континенте тяжеловодный реактор. Впервые в мире на этом реакторе были выполнены уникальные исследования в области нейтронной физики.
Исследовательский реактор на быстрых нейтронах - БИГР.
Предназначен для изучения воздействий нейтронов на различные материалы и приборы. Разработка ВНИИЭФ, 1975 г.
Реактор БН-350
В 1973 г. в городе Шевченко была построена первая в СССР атомная станция с реактором на быстрых нейтронах БН-350. Тепловая мощность составляла 1000 МВт, электрическая - 350 МВт.
В 1980 г. введен в эксплуатацию третий энергоблок Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. Тепловая мощность составляла 1470 МВт, электрическая - 600 МВт.
Реактор БН-600. Имеет трехконтурную схему охлаждения, в качестве теплоносителя используется натрий с температурой на выходе 550°С. Активная зона включает 369 ТВС. За 25 лет эксплуатации выработано более 92 млрд. кВт-ч электроэнергии.
Первая тактическая бомба с зарядом РДС-4
Разработка КБ-11 (1953 г.), находилась на вооружении с 1954 г. по 1965 г.
Башня с ядерным зарядом на испытательной площадке Семипалатинского полигона
Первое воздушное испытание ядерной бомбы с зарядом РДС-3
(Семипалатинский полигон, 18.10.1951 г.)
Головная часть ракеты Р-7
Термоядерный заряд к ней был разработан в КБ-11 в 1959 г.
Первый отечественный артиллерийский снаряд с ядерным зарядом.
Разработка КБ-11 (1953-1955 гг.)
Бомба с термоядерным зарядом РДС-6с
Башня с атомным зарядом на испытательной площадке Семипалатинского полигона
Взрыв термоядерного заряда
Самая мощная в мире термоядерная авиабомба «602» в корпусе «202».
Длина бомбы 8,5 м, диаметр 2 м, масса 26 т
Сброс с самолета ТУ-95 и взрыв на высоте 4 км самой мощной термоядерной бомбы
(полигон «Новая Земля», 30.10.1961 г.)
Транспортно-стыковочный агрегат НГЗП9
Предназначен для доставки и пристыковки головных частей к ракете, находящейся в шахтной пусковой установке. Агрегат смонтирован на шасси MA3-543M.
Разгрузочно-загрузочная машина для РБМК
Разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) предназначена для осуществления перегрузки топлива как в процессе работы реактора, так и после его остановки и расхолаживания. Возможность перегрузки топливных сборок при работе реактора на номинальном режиме является отличительной особенностью реакторов РБМК.