HTR-10

HTR-10
Пульт управления реактора HTR-10
Пульт управления реактора HTR-10
Страна  Китай
Год начала строительства 1995
Ввод в эксплуатацию 01.2003
Эксплуатирующая организация Университет Цинхуа
Основные характеристики
Электрическая мощность, МВт 10
Характеристики оборудования
Количество энергоблоков 1
Тип реакторов высокотемпературный
Эксплуатируемых реакторов 1
На карте
HTR-10 (Китай)
Красная точка
HTR-10

HTR-10 — ядерный реактор с газовым охлаждением (High-Temperature Gas cooled Reactor, HTGR) с галечным слоем 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[1].

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

[править | править код]

HTR-10 создан по образцу немецкого HTR-MODUL[англ.]. Как и HTR-MODUL, HTR-10 считается принципиально более безопасным, потенциально более дешевым и более эффективным, чем другие конструкции ядерных реакторов (см. Поколения ядерных реакторов). 

HTR-10 представляет собой высокотемпературный реактор с галечным слоем, 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 графитовыми отражателями. 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[2].

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.

См. также

[править | править код]

Внешние ссылки

[править | править код]

Примечания

[править | править код]
  1. ↑ HTR-10, 2010, Архивировано из оригинала 26 января 2014, Дата обращения: 25 февраля 2013 Источник. Дата обращения: 8 июня 2021. Архивировано из оригинала 26 января 2014 года.
  2. ↑ The High Temperature Gas Cooled Reactor Test Module Core Physics Benchmarks; from google (htr-10 fuel) result 3. Дата обращения: 8 июня 2021. Архивировано 8 июня 2021 года.