уран-ториевый реактор, Ядерный реактор, в котором делящимся веществом является уран (²³³U), образующийся в этом же реакторе из тория (²³²Th). Природный ²³²Th сам по себе непригоден для осуществления цепной ядерной реакции (См. Ядерные реакции) деления и поэтому служит в Т. р. сырьевым материалом. Первоначально в Т. р. загружают ²³³U (который делится при взаимодействии как с быстрыми, так и с медленными нейтронами), полученный в др. реакторе. В результате захвата ядром ²³²Th нейтрона, образующегося при делении ²³³U, это ядро после двух последовательных β-распадов превращается в ядро ²³³U, то есть получается вторичное ядерное топливо. В Т. р. можно осуществлять расширенное воспроизводство ²³³U (см. Реактор-размножитель), чем определяются перспективы вовлечения больших природных запасов тория в сферу ядерной энергетики (См. Ядерная энергетика). Однако период удвоения ядерного топлива в современных (сер. 70-х гг.) Т. р. слишком велик - 10-12 лет, и все они экспериментальные.

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.

Ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем. Отличительной чертой Г. р. является отсутствие тепловыделяющих элементов: ядерное горючее и сырьё для воспроизводства (уран, торий, плутоний) могут находиться в активной зоне (См. Активная зона) реактора в виде раствора солей в обычной или тяжёлой воде или в диспергированном виде в твёрдом замедлителе (например, графите). Возможны модификации Г. р. с горючим в газообразной форме, например газообразные соединения урана, взвесь урановой пыли в газе. Тепло, выделяемое в активной зоне, может отводиться теплоносителем (водой, газом и др.), который циркулирует по трубам, пронизывающим активную зону, или гомогенная смесь горючего с замедлителем непосредственно отводится из активной зоны.

Г. р. вследствие значительных технологических и конструктивных трудностей не получили широкого распространения и применяются только в экспериментальных целях. Известны лишь отдельные проекты использования Г.р. в качестве источников тепла для промышленного производства электроэнергии.

Лит. см. при статье Ядерный реактор.

Ю. И. Корякин.