HTR-10 — ядерный реактор с газовым охлаждением ( High-Temperature Gas cooled Reactor , HTGR) малой мощности (10 МВт), разработанный в Университете Цинхуа в Китае . Строительство прототипа началось в 1995 году, первая критичность достигнута в декабре 2000 года, а в январе 2003 года реактор был запущен на полную мощность .

Два реактора HTR-PM , увеличенные версии HTR-10 мощностью 250 МВт, запущены в опытную эксплуатацию 20 декабря 2021 года на АЭС Шидаовань (первый энергоблок Shidao Bay-1) недалеко от города Жунчэн в провинции Шаньдун .

Разработка

HTR-10 создан по образцу немецкого . Как и HTR-MODUL, HTR-10 считается принципиально более безопасным, потенциально более дешевым и более эффективным, чем другие конструкции ядерных реакторов. Температура на выходе колеблется от 700 до 950 °С, что позволяет этим реакторам эффективно вырабатывать водород в качестве побочного продукта, обеспечивая тем самым недорогое и экологически чистое топливо для транспортных средств, работающих на топливных элементах .

HTR-10 представляет собой высокотемпературный реактор , в котором используются сферические тепловыделяющие элементы с частицами топлива, покрытые керамикой. Активная зона реактора имеет диаметр 1,8 м, среднюю высоту 1,97 м, объем 5,0 м³ и окружена . Активная зона состоит из 27 000 тепловыделяющих элементов. В тепловыделяющих элементах используется низкообогащенный уран со средним расчетным выгоранием 80 000 МВт·сут/т. Давление гелиевого контура теплоносителя первого контура составляет 3,0 МПа .

См. также

• ^{[ источник не указан 647 дней ]}
• ^{[ источник не указан 647 дней ]}

Внешние ссылки

• // Wired News
• April 2014: presentation given to the IAEA :

Примечания