реактор, ядерный реактор , предназначенный как для производства в активной зоне нового ядерного топлива, так и для выработки электроэнергии.
При выборе теплоносителя , замедлителя и конструктивных элементов Д. р. исходят из обеспечения максимальных коэффициентов воспроизводства (КВ) ядерного топлива . 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 , корпусные реакторы , 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 ~ 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 ~ 1,5.
В. П. Василевский.