Ядерный реактор, предназначенный как для производства в активной зоне нового ядерного топлива, так и для выработки электроэнергии.

При выборе теплоносителя (См. Теплоноситель), замедлителя и конструктивных элементов Д. р. исходят из обеспечения максимальных коэффициентов воспроизводства (КВ) ядерного топлива (См. Ядерное топливо). иногда даже за счёт существенного снижения параметров теплоносителя и ухудшения кпд энергетического цикла.

Д. р. могут быть реакторы на быстрых или тепловых нейтронах (см. Быстрый реактор и Тепловой реактор), канальные реакторы (См. Канальный реактор), корпусные реакторы (См. Корпусной реактор), со специально выделенной зоной воспроизводства ядерного топлива и др. Наиболее распространённым типом Д. р. являются канальные реакторы с графитовым замедлителем и водяным или газовым теплоносителем, работающие на слабообогащённом уране. Д. р. на тепловых нейтронах имеют КВ Двухцелевой реактор 0,7-1,1, на быстрых нейтронах 1,3-1,8. Намечается тенденция к созданию Д. р. на быстрых нейтронах. Например, Д. р. на быстрых нейтронах "Энрико Ферми" (США) при электрической мощности 66 Мвт имеет КВ Двухцелевой реактор 1,5.

В. П. Василевский.

высоковольтный электрический аппарат, предназначенный для ограничения тока короткого замыкания (См. Короткое замыкание) (КЗ) и поддержания достаточного напряжения на шинах распределительного устройства (См. Распределительное устройство) при КЗ в сети. Представляет собой катушку индуктивности, на которой происходит основное падение напряжения при КЗ. Р. э. используют также для ограничения пусковых токов синхронных электродвигателей и в качестве потребителя реактивной мощности (См. Реактивная мощность) для повышения пропускной способности линий электропередачи. Р. э. на напряжения до 35 кв (для установки в закрытых помещениях) выполняются в виде катушек, витки которых закреплены в бетонных колоннах, а на 35 кв и выше - в виде катушек, помещенных в стальные баки, заполненные трансформаторным маслом.

Основные технические параметры Р. э. - номинальные напряжение и ток и относительное индуктивное сопротивление (процентное отношение падения напряжения на Р. э. при номинальном токе к номинальному фазному напряжению сети). Для уменьшения потерь напряжения в Р. э. при протекании через него тока нагрузки применяют сдвоенные Р. э., состоящие из двух катушек с противоположным направлением намотки, причём каждая катушка включается в свою линию. При одинаковой нагрузке обеих линий магнитные потоки катушек практически компенсируют друг друга, индуктивное сопротивление и потери напряжения малы. При КЗ в одной из линий результирующий магнитный поток в Р. э. резко возрастает, т.к. магнитный поток, создаваемый катушкой с номинальным током, значительно меньше, чем магнитный поток катушки с током КЗ; индуктивное сопротивление растет, и величина тока КЗ ограничивается.

Лит.: Стернин В. Г., Карпенский А. К., Сухие токоограничивающие реакторы, М. - Л., 1965; Чунихин А. А., Электрические аппараты, М., 1967.

А. М. Бронштейн.

уран-графитовый реактор, Ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - обычная вода; относится к классу канальных реакторов (См. Канальный реактор). Активная зона Г.-в. р. состоит из графитовых блоков, пронизанных металлическими каналами, по которым протекает теплоноситель. В каналах или на их внешних стенках размещаются тепловыделяющие элементы (См. Тепловыделяющий элемент). Активная зона окружается герметическим кожухом. Отсутствие тяжёлого громоздкого корпуса, несущего давление, - г. особенность Г.-в. р. За счёт увеличения числа каналов можно создать реактор большой мощности (до 5 Гвт). В ректорах такого типа смена тепловыделяющих элементов может производиться с помощью специального приспособления с дистанционным управлением без остановки реактора и без снижения его мощности (перегрузка "на ходу"). Высокая теплопроводность воды (теплоносителя), хорошие ядерно-физические свойства графита (замедлителя), а также специфические особенности конструкции обеспечивают высокие технико-экономические показатели атомной электростанции (АЭС) с г.-в. р. Как всякий реактор с графитовым замедлителем, Г.-в. р. обладает малой энергонапряжённостью единицы объёма активной зоны.

Наиболее широко Г.-в. р. применяют в СССР. К ним относятся реактор АЭСАН СССР (первая в мире), реакторы первого и второго блоков Белоярской АЭС, реактор Сибирской АЭС и др.

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

Ю. И. Корякин.