Большая Советская энциклопедия - реактора петля

устройство для переноса тепла, выделяющегося при цепной ядерной реакции деления, от ядерного реактора (См. Ядерный реактор) к теплообменнику; представляет собой замкнутую систему трубопроводов, по которой циркулирует теплоноситель. В теплообменнике тепло используется для получения энергетического пара (в случае энергетического реактора) либо передаётся технической воде, которая сбрасывается в водоём (в случае исследовательского реактора). В состав Р. п. входят также теплообменник (парогенератор), циркуляционный насос и арматура. Обычно энергетический реактор оснащен 2—6 идентичными Р. п., работающими параллельно. Увеличение числа Р. п. усложняет конструкцию реакторной установки; использование одной Р. п. делает работу реакторной установки ненадёжной, т.к. в случае выхода Р. п. из строя не может быть обеспечено должное охлаждение реактора. В исследовательском реакторе количество и особенности конструкции Р. п. определяются содержанием проводимых экспериментов .

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978