Водо-водяной реактор, ядерный реактор, в котором замедлителем нейтронов и теплоносителем служит вода. Конструктивно такой реактор представляет собой резервуар, заполненный водой, в которую 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 естественную циркуляцию.

  Существуют две разновидности энергетических 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 (например, 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 энергетических реакторах поддерживается высокое давление: 7 Мн/м² (70 кгс/см²) в кипящих реакторах, 10—20 Мн/м² (100—200 кгс/см²) в реакторах с водой под давлением. В.-в. р., в которых вода идёт под давлением существенно более низким, чем в энергетических, 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 значительную 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.