Большая Советская энциклопедия - экспериментальный реактор

Ядерный реактор небольшой мощности, служащий моделью будущего энергетического реактора, на которой уточняют конструктивные и технологические решения, определяют режимы работы и оценивают возможности и перспективность моделируемого реактора. Для Э. р. характерны повышенная насыщенность контрольно-измерительной аппаратурой и возможность быстрой замены его элементов и узлов. Современные мощные энергетические реакторы — очень сложные и дорогостоящие сооружения, поэтому многие научно-технические и экономические проблемы проще и дешевле решать на экспериментальных прототипах.

В современной ядерной энергетике (См. Ядерная энергетика) Э. р., как правило, устанавливают на небольших опытных атомных электростанциях (См. Атомная электростанция) (АЭС). Для большинства мощных АЭС в СССР и за рубежом предварительно были созданы их экспериментальные прототипы. Опыт по сооружению и эксплуатации Э. р. канального типа первой в мире АЭС в г. Обнинске (1954) был использован при строительстве в СССР более крупных АЭС с канальными реакторами, например Белоярской атомной электростанции (См. Белоярская атомная электростанция). В результате экспериментов и исследований, проведённых на Э. р. на быстрых нейтронах БОР-60 (г. Димитровград, 1968), были получены данные, необходимые для создания крупных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, например АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350, 3-й блок Белоярской АЭС с реактором БН-600. Нередко Э. р. после выполнения им основной задачи используется в качестве исследовательского реактора.

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

Ю. И. Корякин.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978