Энциклопедический словарь, 1998 г.
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 выше.
Большая Советская Энциклопедия
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 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. АЭС «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 с такими реакторами построены также в Италии, Японии. В США введена в строй АЭС с Г.-г. р., в котором в качестве теплоносителя применяется гелий.
Лит.: см. при ст. Ядерный реактор .
Ю. И. Корякин.