газоохлаждаемый+тяжеловодный+реактор

См. также в других словарях:

• газоохлаждаемый тяжеловодный реактор — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN gas cooled heavy water moderated reactorGCHWR …   Справочник технического переводчика

• Реактор на бегущей волне — (реактор самоед, реактор Феоктистова)  теоретическая концепция ядерного реактора на быстрых нейтронах, работающего на уране 238 за счёт наработки из него плутония 239. Главное отличие идеи от других концепций реакторов размножителей в том,… …   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

• Реактор на быстрых нейтронах — Смотри также статью БН Реактор БН 350 в Актау …   Википедия

• Реактор на расплавах солей — Схема реактора на расплаве солей …   Википедия

• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем — (ЖМТ)  ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя расплавленный металл. Содержание 1 Общая информация 2 Достоинства …   Википедия

• 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

• 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

• 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

• 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 объясняется тем, что газ практически не… …   Википедия

• Корпусной ядерный реактор — Пример корпусного реактора ВВЭР 1000. Корпусной ядерный реактор ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстостенного цилиндрического корп …   Википедия