ИВВ-2(М) — российский исследовательский ядерный реактор[англ.]. Является гетерогенным водо-водяным реактором бассейнового типа[англ.][1].
Расположен на площадке института реакторных материалов на территории первой очереди Белоярской АЭС (город Заречный, Свердловская область). Спроектирован НИКИЭТ.
Строительство начато на основании Постановления ЦК КПСС и Совета Министров СССР от 12 октября 1960 г. № 1090—446.[2] 23 апреля 1966 года реактор был выведен в критическое состояние, а 18 октября 1966 года состоялся его энергетический пуск[1]. В 1975—1988 годах были проведены обширные реконструкционные работы, увеличившие номинальную тепловую мощность с 10 до 15 МВт и позволившие продлить срок эксплуатации до 2025 года[3].
Максимальная плотность потока нейтронов для тепловых нейтронов составляет 5 × 1014 см−2·с−1.[4][5] Реактор работает на высокообогащенном уране 90 % (UO2). Тем не менее, существует проект по переходу на низкообогащенный уран, совместный с Аргоннской национальной лабораторией[6].
На реакторе ИВВ-2 проводятся испытания тепловыделяющих элементов, эксперименты по физике твердого тела и исследования по рассеиванию нейтронов, изучаются свойства материалов и изделий при облучении[6].
Проводится наработка изотопной продукции.[8] В частности иридий-192, лютеций-177, углерод-14, цезий-131. Планируется освоить иттрий-90, иод-125.