Графито-газовый ядерный реактор: различия между версиями
| [отпатрулированная версия] | [отпатрулированная версия] |
Содержимое удалено Содержимое добавлено
Tempus (обсуждение | вклад) Нет описания правки |
м двуокись -> диоксид, replaced: двуокись → диоксид (2) с помощью AWB |
||
Строка 1:
'''Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор''' (ГГР) — [[корпусной ядерный реактор|корпусной]] [[ядерный реактор]], в котором [[Замедлитель|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 от которых отводится углекислым газом. Оболочки [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛ]]ов 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
== См. также ==
Строка 9:
* Петунин В. П. '''Теплоэнергетика ядерных установок''' М.: [[Атомиздат]], 1960.
* Левин В. Е. '''Ядерная физика и ядерные реакторы.''' 4-е изд. — М.: [[Атомиздат]], 1979.
{{Ядерная технология}}
[[Категория:Ядерные реакторы]]
| |||