Графито-газовый ядерный реактор


Графито-газовый ядерный реактор

Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор (ГГР) — корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем — газ (гелий, углекислый газ и пр.). По сравнению с ВВР и ГВР, реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это объясняется тем, что газ практически не поглощает нейтроны, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность.

В Великобритании работает несколько АЭС с ГГР, тепло от которых отводится углекислым газом. Оболочки ТВЭЛов и каналы в ГГР изготовляют из сплавов 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 нержавеющей стали, а природный уран — двуокисью обогащённого урана. Такие изменения в конструкции ТВЭЛа позволили повысить температуру углекислого газа на выходе до 690 °C, удельную мощность—примерно в 3,5 раза, а КПД АЭС — до 40 %.

См. также

Литература

  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.



Wikimedia Foundation. 2010.

Смотреть что такое "Графито-газовый ядерный реактор" в других словарях:

  • Ядерный реактор — CROCUS Ядерный реактор  это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в …   Википедия

  • Графито-газовый реактор — Графито газовый ядерный реактор (ГГР) корпусной ядерный реактор, в котором замедлителем служит графит, теплоносителем газ (гелий, углекислый газ и пр.). По сравнению с ВВР и ГВР, реакторы с газовым теплоносителем наиболее безопасны. Это… …   Википедия

  • ГРАФИТО-ГАЗОВЫЙ РЕАКТОР — ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем газ (CO2, He). Возможность нагрева газа теплоносителя до высоких температур в принципе позволяет повысить КПД АЭС с графито газовым реактором до 40% и… …   Большой Энциклопедический словарь

  • Графито-газовый реактор —         Ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем газ, обычно двуокись углерода, реже гелий. Основные преимущества теплоносителя газа хорошие ядерно физические свойства, возможность нагрева до… …   Большая советская энциклопедия

  • ГРАФИТО-ГАЗОВЫЙ РЕАКТОР — ядерный реактор на тепловых нейтронах, в к ром замедлителем нейтронов служит графит, а теплоносителем газ (диоксид углерода, гелий). Кладка замедлителя такого реактора помещается в прочный корпус из стали или ж. б. Возможность нагрева газа… …   Большой энциклопедический политехнический словарь

  • графито-газовый реактор — ядерный реактор на тепловых нейтронах, в котором замедлителем служит графит, а теплоносителем  газ (CO2, Не). Возможность нагрева газа теплоносителя до высоких температур в принципе позволяет повысить кпд АЭС с графито газовым реактором до 40% и… …   Энциклопедический словарь

  • Водо-водяной ядерный реактор — реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо водяных реакторов с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких… …   Википедия

  • Улучшенный кипящий ядерный реактор — Активная зона ABWR 1 ядро реактора 2 управляющие стержни 3 внутренний водяной насос 4  выход пара 5 вход воды Улучшенный кипящий ядерный реактор (англ. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)) третье поколение кипящих ядерных реакторов… …   Википедия

  • Кипящий ядерный реактор — Кипящий ядерный реактор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне. Содержание 1 Отличительные особенности 2 Условия работы …   Википедия

  • Тяжеловодный ядерный реактор — Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR))  ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O  тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения… …   Википедия


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»

We are using cookies for the best presentation of our site. Continuing to use this site, you agree with this.