Актуальность работы обусловлена необходимостью решения вопроса о возможности конверсии активных зон исследовательских ядерных реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Цель работы: проведение ресурсных испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок с низкообогащенным ядерным топливом, экспериментальное и расчетное исследование нейтронно-физических и энергетических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К при загрузке его активной зоны экспериментальными тепловыделяющими сборками. Методы исследования: внутриреакторные измерения, численное моделирование нейтронно-физических процессов в реакторных установках, численные эксперименты в сопровождение внутриреакторных испытаний, сравнительный анализ контролируемых технологических параметров и результатов численных экспериментов. Результаты: проведены ресурсные испытания экспериментальных тепловыделяющих сборок, определены изменения технологических параметров исследовательского ядерного реактора ВВР-К, вызванные конверсией активной зоны на низкообогащенное урановое топливо, подтверждена пригодность тепловыделяющих сборок новой конструкции для эксплуатации в реакторе ВВР-К. В процессе испытаний проведена оптимизация перегрузок топлива в активной зоне и достройка бокового бериллиевого отражателя. Это позволило получить почти линейную зависимость выгорания в опытных тепловыделяющих сборках от времени и значительно сократить продолжительность испытаний. Испытания сопровождались контролем уровня плотности потока нейтронов в облучательном устройстве, мощности опытных тепловыделяющих сборках, мощности реактора и уровня радиоактивности теплоносителя. Проедены расчеты выгорания урана-235 в экспериментальных и штатных тепловыделяющих сборках активной зоны с использованием трехмерного расчетного кода MCU-REA. Продолжительность испытаний экспериментальных сборок составила от 357 до 480 суток. За это время выгорание урана-235 достигло от 49,7 до 60,3 %.