Gas-cooled reactor
http://dbpedia.org/resource/Gas-cooled_reactor an entity of type: Thing
مفاعل مبرد بالغاز هو مفاعل نووي يستخدم الجرافيت كمهدئ نيوترون وغاز كمبرد. على الرغم من أن هناك الكثير من الأنواع الأخرى من المفاعلات المبردة بواسطة الغاز، فإن مصطلح مفاعل مبرد بالغاز (GCR) تستخدم بشكل خاص للإشارة إلى هذا النوع من المفاعلات.
rdf:langString
Le réacteur à eau lourde refroidi au gaz (en anglais : Heavy Water Gas Cooled Reactor, ou HWGCR) est une filière de réacteurs nucléaires qui utilisent de l'uranium naturel (non enrichi) comme combustible, de l'eau lourde (D2O) comme modérateur et un refroidissement au gaz carbonique (CO2). Il se distingue du réacteur à eau lourde pressurisée qui utilise l'eau lourde non seulement comme modérateur mais aussi pour son refroidissement.
rdf:langString
黒鉛減速ガス冷却炉（こくえんげんそくがすれいきゃくろ）とは減速材に黒鉛、冷却材にガスを使用する原子炉である。ガスには二酸化炭素やヘリウムが使用される。 日本でも1965年に初臨界した日本初の商業用原子炉である東海発電所があったが、新設原子炉と比較して経済性の悪さから1998年に営業運転が停止され2001年12月から解体されている。
rdf:langString
Reaktor chłodzony gazem (ang. gas cooled reactor, GCR; advanced gas cooled reactor, AGR) – rodzaj reaktora jądrowego, w którym czynnikiem chłodzącym jest gaz (dwutlenek węgla, hel, powietrze), a rolę moderatora spełnia grafit. Pierwszą generację reaktorów gazowych stanowiły brytyjskie Magnox i francuskie . Ponieważ nie odniosły one spodziewanego sukcesu eksportowego, obecnie są wycofywane z użycia. W Wielkiej Brytanii zostały wyparte przez reaktory , tj. reaktory gazowe II generacji, a we Francji zastąpiły je reaktory wodne ciśnieniowe (PWR).
rdf:langString
Un reactor de gas o GCR (de l'anglès gas cooled reactor) és un tipus de reactor nuclear tèrmic (és a dir, moderat) de fissió nuclear que fa servir grafit com a moderador dels neutrons i diòxid de carboni en estat gasós com a refrigerant. Segons la classificació que fa l'Organisme Internacional de l'Energia Atòmica de les Nacions Unides, OIEA, aquest tipus de reactors inclou els de tipus (de l'anglès Advanced Gas-cooled Reactor) i (de l'anglès MAGnesium Non-OXidising), ambdós de tecnologia britànica. En 1997, segons la OIEA, hi havia al món 35 centrals nuclears amb reactors de gas, que donaven una potència total entre totes elles de 13.116 MWe. Vandellòs I tenia aquest tipus de reactor.
rdf:langString
Un reactor refrigerado por gas o GCR (su acrónimo en inglés, Gas Cooled Reactor) fue un reactor nuclear que utilizaba grafito como moderador de neutrones y anhídrido de carbono como refrigerante. Aunque existen otros tipos de reactores refrigerados por gas, el acrónimo GCR se refiere a este tipo en particular de reactor nuclear. El GCR puede utilizar uranio natural como combustible. Los dos tipos principales de GCR fueron:
* Reactor Magnox, desarrollados por el Reino Unido.
* Reactor UNGG, desarrollados por Francia.
* Datos: Q3100709
rdf:langString
A gas-cooled reactor (GCR) is a nuclear reactor that uses graphite as a neutron moderator and a gas (carbon dioxide or helium in extant designs) as coolant. Although there are many other types of reactor cooled by gas, the terms GCR and to a lesser extent gas cooled reactor are particularly used to refer to this type of reactor.
rdf:langString
Reaktor berpendingin gas atau gas-cooled reactor (GCR) adalah reaktor nuklir yang menggunakan grafit sebagai moderator neutron dan gas (karbon dioksida atau helium dalam desain yang masih ada) sebagai pendingin. Meskipun ada banyak jenis reaktor lain yang didinginkan oleh gas, istilah GCR dan pada tingkat yang lebih rendah reaktor berpendingin gas secara khusus digunakan untuk merujuk pada jenis reaktor ini.
rdf:langString
Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор (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 поглощает нейтроны, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность.
rdf:langString
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.
rdf:langString
rdf:langString
مفاعل مبرد بالغاز
rdf:langString
Reactor de gas
rdf:langString
Reactor refrigerado por gas
rdf:langString
Reaktor berpendingin gas
rdf:langString
Gas-cooled reactor
rdf:langString
Réacteur à eau lourde refroidi au gaz
rdf:langString
黒鉛減速ガス冷却炉
rdf:langString
Reaktor chłodzony gazem
rdf:langString
Графито-газовый ядерный реактор
rdf:langString
Графіто-газовий ядерний реактор
xsd:integer
11420864
xsd:integer
1086559828
rdf:langString
مفاعل مبرد بالغاز هو مفاعل نووي يستخدم الجرافيت كمهدئ نيوترون وغاز كمبرد. على الرغم من أن هناك الكثير من الأنواع الأخرى من المفاعلات المبردة بواسطة الغاز، فإن مصطلح مفاعل مبرد بالغاز (GCR) تستخدم بشكل خاص للإشارة إلى هذا النوع من المفاعلات.
rdf:langString
Un reactor de gas o GCR (de l'anglès gas cooled reactor) és un tipus de reactor nuclear tèrmic (és a dir, moderat) de fissió nuclear que fa servir grafit com a moderador dels neutrons i diòxid de carboni en estat gasós com a refrigerant. Segons la classificació que fa l'Organisme Internacional de l'Energia Atòmica de les Nacions Unides, OIEA, aquest tipus de reactors inclou els de tipus (de l'anglès Advanced Gas-cooled Reactor) i (de l'anglès MAGnesium Non-OXidising), ambdós de tecnologia britànica. En 1997, segons la OIEA, hi havia al món 35 centrals nuclears amb reactors de gas, que donaven una potència total entre totes elles de 13.116 MWe. Vandellòs I tenia aquest tipus de reactor. Històricament també hi havia un tipus de GCR francès, anomenat (del francès Uranium Naturel Graphite Gaz), però es tracta d'un tipus totalment obsolet i del qual actualment no en queda cap operatiu al món. Van ser la primera generació de reactors nuclears a França, desenvolupats arran de la Segona Guerra Mundial. En total es van construir deu centrals nuclears amb aquesta tecnologia, nou a França i una als Països Catalans: Vandellòs I, actualment en segona fase de desmantellament. Les diferències essencials entre els models AGR, Magnox i UNGG són el combustible que empren i el revestiment amb què n'envolten les pastilles. Els Magnox i els UNGG es van desenvolupar al mateix temps, són els més antics i bastant similars, usen urani natural com a combustible i es diferencien en el fet que el Magnox envolta les pastilles amb un aliatge de magnesi i alumini mentre que els UNGG ho feien amb una de magnesi i zirconi. La nova generació de GCR, els ACR (o reactors de gas avançats), fan servir urani enriquit com combustible.
rdf:langString
Un reactor refrigerado por gas o GCR (su acrónimo en inglés, Gas Cooled Reactor) fue un reactor nuclear que utilizaba grafito como moderador de neutrones y anhídrido de carbono como refrigerante. Aunque existen otros tipos de reactores refrigerados por gas, el acrónimo GCR se refiere a este tipo en particular de reactor nuclear. El GCR puede utilizar uranio natural como combustible. Los dos tipos principales de GCR fueron:
* Reactor Magnox, desarrollados por el Reino Unido.
* Reactor UNGG, desarrollados por Francia. Los GCR se sustituyeron por los reactores refrigerados por gas avanzados (o AGR).
* Datos: Q3100709
rdf:langString
A gas-cooled reactor (GCR) is a nuclear reactor that uses graphite as a neutron moderator and a gas (carbon dioxide or helium in extant designs) as coolant. Although there are many other types of reactor cooled by gas, the terms GCR and to a lesser extent gas cooled reactor are particularly used to refer to this type of reactor. The GCR was able to use natural uranium as fuel, enabling the countries that developed them to fabricate their own fuel without relying on other countries for supplies of enriched uranium, which was at the time of their development in the 1950s only available from the United States or the Soviet Union. The Canadian CANDU reactor, using heavy water as a moderator, was designed with the same goal of using natural uranium fuel for similar reasons.
rdf:langString
Le réacteur à eau lourde refroidi au gaz (en anglais : Heavy Water Gas Cooled Reactor, ou HWGCR) est une filière de réacteurs nucléaires qui utilisent de l'uranium naturel (non enrichi) comme combustible, de l'eau lourde (D2O) comme modérateur et un refroidissement au gaz carbonique (CO2). Il se distingue du réacteur à eau lourde pressurisée qui utilise l'eau lourde non seulement comme modérateur mais aussi pour son refroidissement.
rdf:langString
Reaktor berpendingin gas atau gas-cooled reactor (GCR) adalah reaktor nuklir yang menggunakan grafit sebagai moderator neutron dan gas (karbon dioksida atau helium dalam desain yang masih ada) sebagai pendingin. Meskipun ada banyak jenis reaktor lain yang didinginkan oleh gas, istilah GCR dan pada tingkat yang lebih rendah reaktor berpendingin gas secara khusus digunakan untuk merujuk pada jenis reaktor ini. GCR dapat menggunakan uranium alam sebagai bahan bakar, memungkinkan negara-negara yang mengembangkannya untuk membuat bahan bakar mereka sendiri tanpa bergantung pada negara lain untuk pasokan uranium yang diperkaya, yang pada saat pengembangannya pada 1950-an hanya tersedia dari Amerika Serikat atau Uni Soviet.
rdf:langString
黒鉛減速ガス冷却炉（こくえんげんそくがすれいきゃくろ）とは減速材に黒鉛、冷却材にガスを使用する原子炉である。ガスには二酸化炭素やヘリウムが使用される。 日本でも1965年に初臨界した日本初の商業用原子炉である東海発電所があったが、新設原子炉と比較して経済性の悪さから1998年に営業運転が停止され2001年12月から解体されている。
rdf:langString
Reaktor chłodzony gazem (ang. gas cooled reactor, GCR; advanced gas cooled reactor, AGR) – rodzaj reaktora jądrowego, w którym czynnikiem chłodzącym jest gaz (dwutlenek węgla, hel, powietrze), a rolę moderatora spełnia grafit. Pierwszą generację reaktorów gazowych stanowiły brytyjskie Magnox i francuskie . Ponieważ nie odniosły one spodziewanego sukcesu eksportowego, obecnie są wycofywane z użycia. W Wielkiej Brytanii zostały wyparte przez reaktory , tj. reaktory gazowe II generacji, a we Francji zastąpiły je reaktory wodne ciśnieniowe (PWR).
rdf:langString
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 %.
rdf:langString
Графи́то-га́зовый я́дерный реа́ктор (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 поглощает нейтроны, поэтому изменение содержания газа в реакторе не влияет на реактивность. В Великобритании работает несколько АЭС с ГГР, тепло от которых отводится углекислым газом. Оболочки ТВЭЛов и каналы в ГГР изготовляют из сплавов магния, слабо поглощающих нейтроны. Это позволяет использовать в качестве ядерного топлива природный и слабообогащённый уран. Углекислый газ прокачивают через реактор под давлением 10—20 атм. Его температура на выходе — около 400 °C. Удельная мощность реактора составляет всего 0,3—0,5 кВт/кг, то есть примерно в 100 раз меньше, чем в ВВР и ГВР. В усовершенствованных ГГР оболочки из сплава магния заменены оболочками из нержавеющей стали, а природный уран — диоксидом урана. Такие изменения в конструкции ТВЭЛа позволили повысить температуру углекислого газа на выходе до 690 °C, удельную мощность — примерно в 3,5 раза, а КПД АЭС — до 40 %.
xsd:nonNegativeInteger
5922