Ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный сосуд (корпус). Теплоноситель в К. р. чаще всего выполняет функции замедлителя (обычная или тяжёлая вода, органические жидкости). В некоторых К. р. в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества. Например, в К. р. EDF (Франция) используются углекислый газ и графит. Конструктивно К. р. обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри которого размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет. В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса.

К. р. широко используются в мировой ядерной энергетике. Это объясняется их сравнительной простотой, компактностью и высокой энергонапряжённостью активной зоны. Известны К. р. на быстрых и тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили последние. В СССР на Нововоронежской АЭС работает К. р. мощностью 1375 Мвт, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением 12,5 Мн/м² (125 кгс/см²). Вода в активной зоне нагревается от 269 до 300 °С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды - принудительная. Например, в США эксплуатируются на АЭС К. р. с водой под давлением типа PWR ("Шиппингпорт", "Янки"), с кипящей водой типа BWR ("Дрезден", "Ойстре-Крик"). В Великобритании получили распространение корпусные графито-газовые реакторы ("Колдер-Холл", "Хинкли-Пойнт") и т. д.

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.