Графито-газовый ядерный реактор: различия между версиями

[непроверенная версия][отпатрулированная версия]
Содержимое удалено Содержимое добавлено
Нет описания правки
отмена правки 113631483 участника 178.176.113.179 (обс.)
Метка: ручная отмена
Строка 1:
'''Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор''' (ГГР) — [[корпусной ядерный реактор|корпусной]] [[ядерный реактор]], в котором [[Замедление нейтронов|замедлителем]] служит [[графит]], [[Теплоноситель|теплоносителем]] — газ ([[гелий]], [[углекислый газ]] и пр.). По сравнению с [[Водо-водяной ядерный реактор|ВВР]] и [[Графито-водный ядерный реактор|ГВР]], реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это объясняется тем, что газ практически не поглощает [[нейтрон]]ы, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на [[Реактивность ядерного реактора|реактивность]].
 
В Великобритании работает несколько [[АЭС]] с ГГР, тепло <s>от</s> <s>которых отводится углекислым газом. Оболочки</s> [[Тепловыделяющий элемент|<s>ТВЭЛов</s>]] и каналы в ГГР изготовляют из сплавов [[магний|магния]], слабо поглощающих нейтроны. Это позволяет использовать в качестве ядерного топлива природный и слабообогащённый уран. Углекислый газ прокачивают через реактор под давлением 10—20 атм. Его температура на выходе — около 400 °C. Удельная мощность реактора составляет всего 0,3—0,5 кВт/кг, то есть примерно в 100 раз меньше, чем в ВВР и ГВР. В усовершенствованных ГГР оболочки из сплава магния заменены оболочками из [[нержавеющая сталь|нержавеющей стали]], а природный уран — [[диоксид урана|диоксидом урана]]. Такие изменения в конструкции ТВЭЛа позволили повысить температуру углекислого газа на выходе до 690 °C, удельную мощность — примерно в 3,5 раза, а [[Коэффициент полезного действия|КПД]] АЭС — до 40 %.
 
== См. также ==