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.

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.