ВОДО-ВОДЯНОЙ РЕАКТОР

ВОДО-ВОДЯНОЙ РЕАКТОР ядерный
реактор, в к-ром замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода.
Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой,
в к-рую погружены тепловыделяющие сборки (комплекты тепловыделяющих
элементов), составляющие активную зону. Проходящий через эту
зону поток воды, создаваемый циркуляционными насосами, отводит выделяющееся
тепло. В реакторах малой мощности часто используют естеств. циркуляцию.

Существуют две разновидности энергетич.
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 (напр., в реакторах Нововоронежской
АЭС). 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 энергетич. реакторах поддерживается высокое давление: 7 Мн/м²(70
кгс/сл²) в кипящих реакторах, 10-20 Мн/м² (100-200
кгс/см²)
в
реакторах с водой под давлением. В.-в. р., в к-рых вода идёт под давлением
существенно более низким, чем в энергетич., применяются в качестве
исследовательских
реакторов. Вследствие высоких замедляющих свойств воды и отличных качеств
её как теплоносителя В.-в. р. обладают большой компактностью и позволяют
развить значит, 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.

А Б В Г Д Е Ё Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ъ Ы Ь Э Ю Я