Графіто-газовий ядерний реактор (ГГР) (англ. Gas-cooled reactor, GCR)— корпусний ядерний реактор, у якому сповільнювачем є графіт, теплоносієм — газ (гелій, вуглекислий газ тощо). У порівнянні з ВВР і ГВР, реактори з газовим теплоносієм найбезпечніші. Це пояснюється тим, що газ практично не поглинає нейтронів, тому зміна вмісту газу в реакторі не впливає на реактивність.
У Великій Британії діє кілька АЕС з ГГР, тепло від яких відводиться вуглекислим газом. Оболонки ТВЕЛів і канали в ГГР виготовляють зі сплавів магнію, які слабко поглинають нейтрони. Це дозволяє використовувати як ядерне паливо природний і слабкозбагачений уран. Вуглекислий газ прокачують через реактор під тиском 10—20 атм. Його температура на виході — близько 400 °C. Питома потужність реактора становить всього 0,3—0,5 кВт/кг, тобто приблизно в 100 разів менша, ніж у ВВР і ГВР.
У вдосконалених ГГР оболонки зі сплаву магнію замінено оболонками з неіржавної сталі, а природний уран — діоксидом урану. Такі зміни в конструкції ТВЕЛа дозволили підвищити температуру вуглекислого газу на виході до 690 °C, питому потужність — приблизно в 3,5 раза, а ККД АЕС — до 40 %.
Див. також ред.
Література ред.
- Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат[ru], 1960.
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат[ru], 1979.
| Це незавершена стаття про ядерну енергію і ядерні реактори для електро генерації. Ви можете допомогти проєкту, виправивши або дописавши її. |