| HTR-10 | |
|---|---|
| Ovládací panel reaktoru HTR-10 | |
| Země | Čína |
| Rok zahájení stavby | 1995 |
| Uvedení do provozu _ | 01.2003 |
| Provozní organizace | Univerzita Tsinghua |
| Hlavní charakteristiky | |
| Elektrický výkon, MW | deset |
| Charakteristika zařízení | |
| Počet pohonných jednotek | jeden |
| Typ reaktorů | vysoká teplota |
| Provoz reaktorů | jeden |
| Na mapě | |
HTR-10 je nízkovýkonový (10 MW) jaderný reaktor s oblázkovým ložem ( High-Temperature Gas Cool Reactor , HTGR) vyvinutý na Tsinghua University v Číně . Stavba prototypu začala v roce 1995, první kritičnost byla dosažena v prosinci 2000 a v lednu 2003 byl reaktor spuštěn na plný výkon [1] .
Dva reaktory HTR-PM , rozšířené verze 250 MW HTR-10, byly uvedeny do zkušebního provozu 20. prosince 2021 v jaderné elektrárně Shidaowan (první energetická jednotka Shidao Bay-1) poblíž města Rongcheng v provincii Shandong . .
HTR-10 je po vzoru německého HTR-MODUL . Stejně jako HTR-MODUL je HTR-10 považován za zásadně bezpečnější, potenciálně levnější a účinnější než jiné konstrukce jaderných reaktorů. Výstupní teploty se pohybují od 700 do 950 °C, což umožňuje těmto reaktorům efektivně produkovat vodík jako vedlejší produkt, čímž poskytují levné a ekologické palivo pro vozidla s palivovými články .
HTR-10 je vysokoteplotní reaktor s oblázkovým ložem , který využívá sférické palivové částice s keramickým povlakem s částicemi paliva. Aktivní zóna reaktoru má průměr 1,8 m, průměrnou výšku 1,97 m, objem 5,0 m³ a je obklopena grafitovými reflektory . Jádro se skládá z 27 000 palivových článků. Palivové články využívají nízko obohacený uran s průměrným projektovaným spalováním 80 000 MWd/t. Tlak heliového okruhu primárního chladiva je 3,0 MPa [2] .