Ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты тепловыделяющих элементов (См. Тепловыделяющий элемент)), составляющие активную зону (См. Активная зона). Проходящий через эту зону поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся тепло. В реакторах малой мощности часто используют естественную циркуляцию.

Существуют две разновидности энергетических В.-в. р. - с водой под давлением и кипящие. В первых вода не доводится до кипения; полученное тепло она отдаёт в парогенераторах воде второго контура, которая превращается в рабочий пар (например, в реакторах Нововоронежской АЭС (См. Нововоронежская атомная электростанция)). В кипящих реакторах вода, проходя через активную зону, частично превращается в пар. Пароводяная смесь после выхода из реактора или в самом реакторе разделяется - пар направляется в турбину, а вода возвращается в активную зону реактора. Для получения пара, пригодного к использованию в турбинах, в энергетических реакторах поддерживается высокое давление: 7 Мн/м² (70 кгс/см²) в кипящих реакторах, 10-20 Мн/м² (100-200 кгс/см²) в реакторах с водой под давлением. В.-в. р., в которых вода идёт под давлением существенно более низким, чем в энергетических, применяются в качестве исследовательских реакторов (См. Исследовательский реактор).

Вследствие высоких замедляющих свойств воды и отличных качеств её как теплоносителя В.-в. р. обладают большой компактностью и позволяют развить значительную удельную мощность (на единицу объёма активной зоны). Поэтому сооружение их относительно дёшево. Реакторы просты и надёжны в эксплуатации; они нашли широкое распространение в качестве энергетических и исследовательских установок.

Лит.: Батуров Б. Б., Корякин Ю. И., Атомные электростанции, в сб.: Советская атомная наука и техника, М., 1967.

Ю. И. Корякин.

ядерный реактор, охлаждение активной зоны которого осуществляется кипящим теплоносителем. В К. р. в качестве теплоносителя применяется, как правило, кипящая вода. К. р. можно использовать в одноконтурной схеме атомной электростанции (См. Атомная электростанция), где пар, вырабатываемый в реакторе, направляется непосредственно в турбину (См. Турбина). Хорошие условия теплопередачи, которые обеспечиваются в активной зоне при кипении воды, позволяют получить высокие удельные нагрузки активной зоны. Факторами, ограничивающими увеличение удельной мощности К. р., являются тепловой поток с единицы длины топливного элемента, при котором происходит расплавление ядерного топлива, а также поток тепла с единицы поверхности, при котором наступает кризис теплообмена, т. е. окутывание поверхности паровой плёнкой, резкое ухудшение теплоотдачи и, как следствие, пережог оболочки топливного элемента (см. Кипение).

Известны К. р. корпусного и канального типов. В корпусных реакторах (См. Корпусной реактор) кипящая вода является и замедлителем, в канальных реакторах (См. Канальный реактор) кипение воды происходит внутри каналов, размещенных в блоках замедлителя. Разделение пароводяной смеси происходит внутри корпуса реактора или в выносных барабанах-сепараторах. Отсепарированная вода после смешения с менее нагретой питательной водой поступает в испарительную часть активной зоны, где доводится до кипения и частично испаряется.

В СССР на Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова успешно эксплуатируются 2 канальных К. р. мощностью 100 и 200 Мвт, в которых впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара в промышленном масштабе. В реакторе 1-го блока, пущенном в 1964, тепло кипящей воды испарительных каналов используется для получения в парогенераторах вторичного пара, который затем перегревается в реакторных каналах 2-го контура. Подтвержденная эксплуатацией радиационная безопасность обоих контуров теплоносителя позволила применить во 2-м блоке, введённом в эксплуатацию в 1967, одноконтурную схему циркуляции кипящей воды и перегретого пара, отличающуюся большей простотой и экономичностью. С 1965 в г. Димитровграде работает энергетическая установка с опытным корпусным К. р. ВК-50 мощностью 50 Мвт с естественной циркуляцией теплоносителя.

В различных странах мира создано большое количество К. р., например корпусной К. р. "Ойстер Крик" (США) мощностью 515 Мвт, в котором устройства для сепарации пара и контур многократной циркуляции теплоносителя размещены внутри корпуса. Положительный опыт эксплуатации К. р., возможность обеспечения высокой мощности в одном агрегате и применения перегрева пара, а также простота и экономичность АЭС с К. р. делают этот тип реакторов весьма перспективным в мировой ядерной энергетике. В СССР строятся Ленинградская, Курская, Чернобыльская блочные АЭС с уран-графитовыми канальными К. р. мощностью по 1000 Мвт каждый.

Лит. см. при ст. Ядерный реактор.

В. П. Василевский.

ВОДЯНОЙ, водяник, водянеть и пр. см. вода
.

ВОДЯН'ОЙ, водяная, водяное.

1. прил. к вода
в 1 ·знач. Водяной пар. Водяной балласт.

| Растущий, живущий в воде. Водяные растения. Водяной жук.

2. Приводимый в действие водою, с помощью воды. Водяная мельница.

3. в знач. сущ. водяная, водяной, ·жен. (·разг. ). То же, что водянка
.

• Водяное отопление - отопление посредством системы труб, наполняемых горячей водой. Водяной газ (·хим.) - горючий газ, получаемый пропусканием водяного пара через раскаленный кокс. Водяной знак (спец.) - просвечивающее на бумаге более тонкое место, образующее светлый рисунок или буквы; то же, что филигрань
.

см. Дисгидроз.