HTR-10 – chiński eksperymentalny reaktor jądrowy z rdzeniem usypanym, o mocy termicznej 10 MW (skąd nazwa); pierwszy w historii chiński reaktor HTGR. Reaktor pracował w Instytucie Technologii Energii Jądrowej (INET) przy Uniwersytecie Tsinghua.
W latach 1991–1992 INET wykonał wstępne studium wykonalności reaktora. Decyzja o budowie reaktora została podjęta w marcu 1992. W połowie tego samego roku przedłożono raport oddziaływania na środowisko. Założenia projektu zatwierdził Narodowy Zarząd Bezpieczeństwa Jądrowego w sierpniu 1992 a raport analizy bezpieczeństwa w marcu 1993. Projekt podstawowy i budżet zostały zatwierdzone w 1994 przez Chińską Krajową Komisję Edukacji i Komisję Nauki i Technologii[1].
HTR-10 został zbudowany w oparciu o know-how wykorzystane przy budowie i eksploatacji niemieckiego reaktora AVR[2]. Celem projektu było zweryfikowanie i zademonstrowanie możliwości technicznych i cech bezpieczeństwa modułowego reaktora HTGR:
Pełna licencja na budowę została wydana w grudniu 1994 i wtedy też ukończono prace ziemne. Pierwszy beton na placu budowy wylano 14 czerwca 1995. Budynki zaprojektował instytut architektury Uniwersytetu Tsinghua. System oczyszczania helu zaprojektował Chiński Instytut Energii Jądrowej[3].
21 grudnia 2000 reaktor po raz pierwszy osiągnął stan krytyczny[3]. 7 stycznia 2003 został podłączony do sieci elektrycznej a pełną moc osiągnął 29 stycznia tego samego roku[4][5]. Zimą dostarczał ciepło do systemu ciepłowniczego kampusu uniwersytetu. Do 2006 roku dostarczył 600 MWh energii elektyrcznej[6].
Druga faza zaplanowanych badań zakończona została w 2006 roku.
W pierwszej dekadzie XX wieku Chiny zdecydowały się na zbudowanie większego następcy HTR-10 już jako komercyjnej elektrowni, HTR-PM[7].
HTR-10 to modułowy reaktor HTRG z rdzeniem usypanym, chłodzony helem. Zbiornik ciśnieniowy składa się ze zbiornika reaktora i zbiornika generatora pary, połączonych gazociągiem (300 mm). Wszystkie 3 elementy wykonane są ze stali SA516-70. Zbiornik reaktora ma 4,2 metra średnicy wewnętrznej, 11,1 metra wysokości, i masę 142 ton. Zbiornik generatora ma średnicę wewnętrzną 2,5 m, wysokość 11,3 m, i masę 70 ton[1].
Rdzeń reaktora ma 1,8 metra średnicy, wysokość 1,97 metrów, i objętość 5m³. Otoczony jest grafitowym reflektorem o grubości 100 cm[1].
Elementy paliwowe przechodzą przez rdzeń wielokrotnie, co zapewnia w miarę równe ich wypalenie. Kulki są wyjmowane za pomocą urządzenia pneumatycznego[1].
Temperatura wylotowa chłodziwa w obiegu pierwotnym wynosi od 700 do 950 °C, przy ciśnieniu 3 MPa, co pozwalało na tanią i efektywną produkcją wodoru jako produktu ubocznego[8]. Temperatura helu na wlocie do rdzenia wynosiła 250 °C. Maksymalna szybkość przepływu chłodziwa wynosiła 4,3 kg/s[1].
W pierwszej fazie eksploatacji, do obiegu wtórnego podłączona była turbina parowa (kogeneracja energii). W drugiej fazie podłączono dodatkowo turbinę gazową. Temperatura pary na wyjściu generatora pary wynosiła 440 °C, przy ciśnieniu 4 MPa i przepływie 12,5 t/h[1].
Elektrownia zajmowała zasadniczo dwa budynki: budynek reaktora i halę turbin. Przynależały do nich dwie wieże chłodnicze, komin i wentylatorownia. Całość zajmowała obszar ok. 100 m × 130 m[1].
Rdzeń wypełniony był 27 000 6-cm kulek, z czego od 43 do 57% kulek zawierało ceramiczne niskowzbogacone paliwo jądrowe[1] (typu TRISO)[4]. Wzbogacenie świeżego elementu paliwowego wynosiło 17%, a zakładane wypalenie wynosiło do 80 000 MWd/t.
Paliwo było typu "niemieckiego". Pojedyncza kulka paliwa miała średnicę 6 cm, z czego na obszarze 5 cm występowały granule paliwa (łącznie 5 g). Pojedyncza granula miała 0,9 mm średnicy[1].
Warstwy granuli paliwa jądrowego[1]
| Warstwa | Materiał | Grubość [mm] |
Gęstość [g/cm³] |
|---|---|---|---|
| Rdzeń | ditlenek uranu | 0,25 | 10,4 |
| I (buforowa) | PyC | 0,09 | 1,1 |
| II (wewnętrzna) | PyC | 0,04 | 1,9 |
| III | SiC | 0,035 | 3,18 |
| IV (zewnętrzna) | PyC | 0,04 | 1,9 |
Z uwagi na budowę i sposób działania (paliwo ceramiczne), reaktor nie wymaga aktywnego UACR. Możliwość odprowadzenia ciepła powyłączeniowego za pomocą naturalnej konwekcji pokazały przeprowadzone eksperymenty.
System awaryjnego wyłączania reaktora (SCRAM) składa się z 10 prętów kontrolnych i 7 kulek o ujemnej reaktywności. Pręty i kulki utrzymywane są przez elektromagnesy i w przypadku utraty zasilania opadają pod wpływem siły ciężkości[1].
Reaktor nie posiadał ciśnieniowej hermetycznej obudowy bezpieczeństwa. Ostatnią barierę bezpieczeństwa stanowiły betonowe sekcje budynku reaktora, obieg pierwotny i system wentylacji awaryjnej (niehermetyczna przestrzeń wokół rdzenia do odprowadzania gazowych produktów rozszczepienia i eksploatacji)[1].
W reaktorze przeprowadzono co najmniej 6 eksperymentów z zakresu bezpieczeństwa[4], w tym[2]:
Ponieważ w pierwszej dekadzie XXI wieku był jedynym na świecie działającym reaktorem z rdzeniem usypanym, służył jako obiekt badań dla wielu zespołów naukowych z całego świata, w tym jako wzorzec do badań nad dokładnością kodów komputerowych opisujących fizykę eksploatacji reaktorów[1]. Stanowił jeden z 4 reaktorów HTGR badanych przez państwa członkowskie IAEA w ramach wieloletniego wspólnego programu badawczego Evaluation of HTGR Performance[9].