ядерный реактор на тепловых нейтронах, в к-ром замедлителем нейтронов служит графит, а теплоносителем газ (диоксид углерода, гелий). Кладка замедлителя такого реактора помещается в прочный корпус из стали или ж.-б. Возможность нагрева газа-теплоносителя до высоких темп-р в принципе позволяет повысить кпд АЭС с Г.-г. р. до 40% и выше. Г.-г. р. используют для выработки плутония, для энергетич. целей и как двухцелевой реактор.
Большой энциклопедический политехнический словарь. 2004.