Большая Советская энциклопедия
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.
Dictionnaire technique russo-italien
reattore sperimentale [pilota]
Термины атомной энергетики
Experimental reactor
ядерный реактор, предназначенный для использования в качестве объекта исследований с целью получения данных по физике и технологии реакторов, необходимых для проектирования и разработки реакторов подобного типа или их составных частей.