Энциклопедический словарь, 1998 г.
ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем - вода. Характеризуется малой энергонапряженностью единицы объема активной зоны. Мощность до нескольких ГВт. Графито-водными реакторами оборудованы первая в мире Обнинская АЭС, 1-й и 2-й энергоблоки Белоярской АЭС (Российская Федерация) и др.
Большая Советская Энциклопедия
уран-графитовый реактор, ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем ≈ обычная вода; относится к классу канальных реакторов . 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 . 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.