10 сентября 1959 года впервые в Центральной Азии в исследовательский ядерный реактор ВВР-С института ядерной физики мощностью 2 МВт достиг критичности.
С целью повышения плотности потоков нейтронов и расширения его экспериментальных возможностей в 1971-1978 годах была проведена реконструкция активной зоны, позволившая повысить номинальную мощность реактора до 10 МВт. В реакторе использовалось высокообогащенное по урану-235 (90%) топливо ИРТ-3М. Реконструкция реактора позволила производить радиоизотопы для медицины.
В феврале 1999 года, впервые в мире среди реакторов советского производства, исследовательский реактор ВВР-СМ перешел на использование высокообогащенного по урану-235 (36%) топливо ИРТ-3М.
С ноября 2000 г. по март 2002 г. в реакторе ВВР-СМ института ядерной физики было испытано низкообогащенное по урану-235 (19,82%) топливо типа ИРТ-4М, разработанное “Институтом Атомной Энергии” имени И. Курчатова.

Проект «Безопасность при эксплуатации исследовательского реактора Института ядерной физики (Фаза II)» направлен на укрепление безопасной эксплуатации исследовательского реактора ВВР-СМ в соответствии с новыми международными стандартами. В 2010-2013 г.г. в рамках проекта Департамента технической кооперации МАГАТЭ и Европейского Союза ТС UZB/9/005 заменены система управления и защиты, контрольно-измерительные приборы, которые использовались с момента ввода в эксплуатацию реактора (1959 год). Новая система управления и защиты имеет важное значение для безопасной работы с новой активной зоной реактора с низкообогащенным топливом. В качестве дополнительной задачи решено заменить теплообменники, трубопроводы и насосы, которые находились в эксплуатации в течение более 45 лет. В рамках проекта ТС UZB/1/001 разработана техническая спецификация для замены трубопроводов и насосов второго контура, бериллиевых отражателей и технологической вентиляции.