ядерного реактора, система устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной реакции в активной зоне ядерного реактора. А. з. автоматически срабатывает при аварии ядерного реактора (См. Ядерный реактор) или достижении одним из контролируемых его параметров значения, могущего привести к аварии. К таким особо ответственным параметрам относятся: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности. Исполнительными элементами А. з., останавливающими реактор, как правило, служат стержни с поглотителем нейтронов (например, бором и кадмием), вводимые в активную зону в течение долей секунды с момента получения аварийного сигнала от датчика контролируемого параметра. Значительно реже осуществляются другие способы, например впрыскивание в контур теплоносителя раствора поглотителя. Основные требования, предъявляемые к А. з., - надёжность и быстродействие (см. также Ядерная авария).

Ю. И. Корякин.