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 нейтронов. 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°С. Удельная мощность реактора составляет всего 0,3—0,5 кВт/кг, т. е. 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°С, удельную мощность—примерно в 3,5 раза, а к. п. д. АЭС — до 40%.

Литература

  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
 
Начальная страница  » 
А Б В Г Д Е Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Ы Э Ю Я
A B C D E F G H I J K L M N O P Q R S T U V W X Y Z
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Home