Графито-газовый ядерный реактор: различия между версиями
[отпатрулированная версия] | [непроверенная версия] |
Содержимое удалено Содержимое добавлено
Abiyoyo (обсуждение | вклад) м оформление |
Klientos (обсуждение | вклад) м уточнение |
||
Строка 1:
'''Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор''' (ГГР) — [[корпусной ядерный реактор|корпусной]] [[ядерный реактор]], в котором [[
В Великобритании работает несколько [[АЭС]] с ГГР, тепло от которых отводится углекислым газом. Оболочки [[Тепловыделяющий элемент|ТВЭЛов]] 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 %.
|