ядерный реактор, состоящий из системы отдельных каналов, пространство между которыми заполнено замедлителем нейтронов. Тепловыделяющие элементы с ядерным топливом размещаются внутри каждого канала и охлаждаются индивидуальным потоком теплоносителя. Подвод и отвод теплоносителя в канале осуществляется по трубопроводам. К. р. из-за конструктивных особенностей принципиально не имеют ограничений размеров активной зоны, что при намечающейся тенденции увеличения единичных мощностей реакторов выгодно отличает их от корпусных реакторов (См. Корпусной реактор), для которых увеличение мощности и соответственно размеров активной зоны сопряжено с трудностями в изготовлении, транспортировке и монтаже больших корпусов. Разделение теплоносителя и замедлителя в К. р. обеспечивает хороший баланс нейтронов и эффективный теплосъём в активной зоне. Это достигается соответствующим подбором вещества замедлителя и теплоносителя. Широкое развитие получили К. р., в которых замедлителем является графит, имеющий удовлетворительные ядерные характеристики, а теплоносителем - обычная вода с её хорошими теплофизическими свойствами.

В К. р. с помощью специальных машин возможна перегрузка топлива на ходу, т. е. без остановки и расхолаживания реактора, что улучшает экономические показатели энергетической установки и обеспечивает бесперебойное снабжение потребителей электроэнергией. Наличие активной зоны, состоящей из отдельных каналов, позволяет организовать индивидуальный контроль за состоянием каждой топливной сборки и в случае повреждения произвести её немедленную замену. Однако, ввиду значительных размеров активной зоны К. р., её удельная нагрузка в несколько раз ниже, чем, например, в корпусных реакторах, и обычно не превышает в среднем 15 квт на 1 л активной зоны. Наличие разветвленной сети трубопроводов, подводящих и отводящих теплоноситель к каналам реактора, усложняет его компоновку и обслуживание и увеличивает вероятность возникновения неплотностей и течей.

К. р. различных типов получили широкое распространение во многих странах мира. Например, реактор SGHWR с тяжеловодным замедлителем, охлаждаемый кипящей лёгкой водой (Великобритания), уран-графитовый реактор NPR с водяным теплоносителем (США), уран-графитовый реактор AGR с газовым охлаждением (Великобритания), К. р. типа CANDU с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем (Канада), тяжеловодный реактор КС-150 с газовым охлаждением (Чехословакия) и т.д. В СССР накоплен большой опыт создания и эксплуатации К. р. Это исследовательские реакторы (См. Исследовательский реактор) и энергетические реакторы, размножители-реакторы (См. Размножитель-реактор) и реакторы, представляющие собой их комбинацию (двухцелевые реакторы (См. Двухцелевой реактор)). В качестве замедлителя нейтронов в К. р. используется графит, тяжёлая вода, бериллий, в качестве теплоносителя - обычная вода, пароводяная смесь, перегретый пар, углекислый газ и т.д.

Хорошие экономические характеристики и отсутствие ограничений по увеличению единичной мощности К. р., несмотря на небольшую энергонапряжённость их активной зоны, благоприятствуют дальнейшему развитию К. р. В СССР предусмотрено сооружение нескольких атомных электростанций с серийными уран-графитовыми кипящими К. р. типа РБМ-К мощностью 1000 Мвт. Первая из этих двухреакторных атомных электростанций - Ленинградская - находится в стадии монтажного оборудования.

В. П. Василевский.