HTR-10

HTR-10
Потужність 10 МВт
Розташування КНР Китай
Збудована 1995
Власник Університет Цінхуа

HTR-10 — це ядерний реактор з газовим охолодженням (HTGR) на гранульованому паливі потужністю 10 МВт в університеті Цінхуа в Китаї. Будівництво почалося в 1995 році, досягнувши свого першого критичного стану в грудні 2000 року, і було запущено на повну потужність у січні 2003 року[1].

Два реактори HTR-PM, збільшені версії HTR-10 потужністю 250 МВт, були встановлені на атомній електростанції Shidao Bay поблизу міста Rongcheng у провінції Шаньдун і досягли першої критичності у вересні 2021 року.

Розробка

[ред. | ред. код]

HTR-10 створено за зразком німецького HTR-MODUL. Як і HTR-MODUL, HTR-10 вважається фундаментально безпечнішим[2], потенційно дешевшим і ефективнішим, ніж інші конструкції ядерних реакторів. Температура на виході коливається від 700 та 950 °C (1 300—1 750 °F), що дозволяє цим реакторам ефективно генерувати водень як побічний продукт, таким чином постачаючи недороге та екологічно чисте паливо для транспортних засобів, що працюють на паливних елементах[3].

HTR-10 — це реактор HTGR з гальковим шаром, який використовує сферичні тепловиділяючі елементи з частинками палива з керамічним покриттям. Активна зона реактора має діаметр 1,8 м, середню висоту 1,97 м і об’єм 5,0 м³ і оточена графітовими відбивачами . Активна зона складається з 27 000 паливних елементів. У тепловиділяючих елементах використовується низькозбагачений уран із розрахунковим середнім вигорянням 80 000 МВт-день/т. Тиск першого контуру гелієвого теплоносія 3,0 МПа. [4]

Примітки

[ред. | ред. код]
  1. ↑ HTR-10, 2010, архів оригіналу за 26 січня 2014, процитовано 25 лютого 2013
  2. ↑ Hu, Shouyin; Wang, Ruipian; Gao, Zuying (2004), Safety Demonstration Tests On HTR-10, Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors, Beijing, China: 1—16, архів оригіналу за 25 липня 2011, процитовано 26 квітня 2010
  3. ↑ Sun, Yuliang; Xu, Jingming; Zhang, Zuoyi (2006), R&D effort on nuclear hydrogen production technology in China, International Journal of Nuclear Hydrogen Production and Applications, 1 (2): 104—111, doi:10.1504/ijnhpa.2006.011245, архів оригіналу за 28 січня 2013, процитовано 26 квітня 2010
  4. ↑ The High Temperature Gas Cooled Reactor Test Module Core Physics Benchmarks; from google (htr-10 fuel) result 3 (PDF).