Большая Советская энциклопедия - двухцелевой реактор

Ядерный реактор, предназначенный как для производства в активной зоне нового ядерного топлива, так и для выработки электроэнергии.

При выборе теплоносителя (См. Теплоноситель), замедлителя и конструктивных элементов Д. р. исходят из обеспечения максимальных коэффициентов воспроизводства (КВ) ядерного топлива (См. Ядерное топливо). иногда даже за счёт существенного снижения параметров теплоносителя и ухудшения кпд энергетического цикла.

Д. р. могут быть реакторы на быстрых или тепловых нейтронах (см. Быстрый реактор и Тепловой реактор), канальные реакторы (См. Канальный реактор), корпусные реакторы (См. Корпусной реактор), со специально выделенной зоной воспроизводства ядерного топлива и др. Наиболее распространённым типом Д. р. являются канальные реакторы с графитовым замедлителем и водяным или газовым теплоносителем, работающие на слабообогащённом уране. Д. р. на тепловых нейтронах имеют КВ Двухцелевой реактор 0,7—1,1, на быстрых нейтронах 1,3—1,8. Намечается тенденция к созданию Д. р. на быстрых нейтронах. Например, Д. р. на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» (США) при электрической мощности 66 Мвт имеет КВ Двухцелевой реактор 1,5.

В. П. Василевский.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978