Графито-водный реактор

        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.