Графито-газовый реактор
 
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 ъ ы ь э ю я
 

Графито-газовый реактор

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 высоких температур, что позволяет повысить кпд(коэффициент полезного действия) атомной электростанции (АЭС) с Г.-г. р. до 40% и выше. Характерная особенность Г.-г. р. — сравнительно малая энергонапряжённость (количество тепла, снимаемое с единицы объёма активной зоны), что объясняется в основном худшими, чем, например, у воды, замедляющими свойствами графита. Это обусловливает значительные размеры Г.-г. р. Так, например, активная зона реактора англ.(английский) АЭС(атомная электростанция) «Данджнесс Б» электрической мощностью 660 Мвт имеет диаметр 9,4 м и высоту 8,2 м. Повышенные размеры активной зоны и наличие избыточного давления газов — 4,5 Мн/м2 (45 кгс/см3) — предъявляют особые требования к конструкции реактора. Тепловыделяющие элементы размещают в цилиндрических каналах графитовой кладки. Активная зона заключена в прочный корпус, стальной или из предварительно напряжённого железобетона, несущий давление теплоносителя. Иногда активная зона вместе с парогенераторами и газодувками заключается в единый корпус из железобетона. Защита от нейтронного излучения, которой окружена активная зона, предохраняет парогенераторы и газодувки от активации, так что они доступны для ремонта при остановленном реакторе. Внутренняя поверхность бетонного корпуса для защиты его от перегрева покрывается теплоизоляцией. Кроме того, применяют специальные системы охлаждения.

  Г.-г. р. являются основные типом реакторов в ядерной энергетике Великобритании и Франции. АЭС(атомная электростанция) с такими реакторами построены также в Италии, Японии. В США введена в строй АЭС(атомная электростанция) с Г.-г. р., в котором в качестве теплоносителя применяется гелий.

  Лит.: см.(смотри) при ст. Ядерный реактор.

  Ю. И. Корякин.