Высокотемпературный инженерный испытательный реактор

Высокотемпературный инженерный испытательный реактор ( HTTR ) — это с графитовым замедлителем с газовым охлаждением исследовательский реактор в Оараи, Ибараки , Япония, которым управляет Японское агентство по атомной энергии . В нем используются длинные шестиугольные топливные сборки, в отличие от конкурирующих конструкций реакторов с галечным слоем .

HTTR впервые достигла своей полной проектной мощности в 30 МВт (тепловой) в 1999 году. Другие испытания показали, что активная зона может достигать температур, достаточных для производства водорода посредством серо-йодного цикла . ^[1]

Технические детали

Первичным охладителем является газообразный гелий под давлением около 4 мегапаскалей (580 фунтов на квадратный дюйм), температура на входе 395 ° C (743 ° F) и температура на выходе 850–950 ° C (1560–1740 ° F). Топливом является оксид урана ( обогащенный в среднем около 6%).

См. также

Ссылки

^ Ханава, Казунари (4 апреля 2024 г.). «Япония рассматривает возможность производства водорода с использованием ядерного реактора следующего поколения» . Никкей Азия . Проверено 4 апреля 2024 г.

Внешние ссылки

HTTR на сайте JAEA .

36 ° 15'58,8 "с.ш. 140 ° 32'50,8" в.д. / 36,266333 ° с.ш. 140,547444 ° в.д. / 36,266333; 140,547444

Эта статья о японских зданиях или сооружениях незавершена . Вы можете помочь Википедии, расширив ее .

Эта статья об атомной энергетике и реакторах для производства электроэнергии незавершена . ядерных Вы можете помочь Википедии, расширив ее .

[1] Ханава, Казунари (4 апреля 2024 г.). «Япония рассматривает возможность производства водорода с использованием ядерного реактора следующего поколения» . Никкей Азия . Проверено 4 апреля 2024 г.

[1]