Высокотемпературный реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Высокотемпературный реактор — энергетический ядерный реактор, у которого температуры в активной зоне достигают высоких значений (порядка 700°С). Термин несколько условен, так как по существу любой современный энергетический реактор — высокотемпературный. Обычно высокотемпературным реактором называется графито-газовый реактор. Разработка высокотемпературного реактора — перспективное направление энергетического реакторостроения, позволяющее в принципе создать реактор с прямым циклом, то есть работающий непосредственно на газовую турбину.

Литература[править | править код]

  • Высокотемпературный реактор // Казахстан. Национальная энциклопедия. — Алматы: Қазақ энциклопедиясы, 2004. — Т. I. — ISBN 9965-9389-9-7. (CC BY-SA 3.0)

При написании этой статьи использовался материал из издания «Казахстан. Национальная энциклопедия» (1998—2007), предоставленного редакцией «Қазақ энциклопедиясы» по лицензии Creative Commons BY-SA 3.0 Unported.