ХТР-10
| ХТР-10 | |
|---|---|
 Диспетчерская реактора HTR-10 | |
 | |
| Страна | Китайская Народная Республика |
| Расположение | |
| Координаты | 40 ° 15'26 "N 116 ° 08'59" E / 40,257169 ° N 116,149758 ° E |
| Статус | Оперативный |
| Строительство началось | 1995 |
| Дата комиссии | Январь 2003 г. |
| Владелец(и) | Университет Цинхуа |
| Атомная электростанция | |
| Тип реактора | реактор с галечным слоем HTGR |
| Источник охлаждения | |
| Производство электроэнергии | |
| Единицы в рабочем состоянии | 10 МВт |
HTR-10 — прототип высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с галечным слоем мощностью 10 МВт в Университете Цинхуа в Китае . Строительство началось в 1995 году, первый уровень критичности был достигнут в декабре 2000 года, а в январе 2003 года он работал на полную мощность. [1]
Два реактора HTR-PM , увеличенные версии HTR-10 мощностью 250 МВт, были установлены на АЭС в заливе Шидао недалеко от города Жунчэн в провинции Шаньдун и достигли первой критичности в сентябре 2021 года.
Разработка
[ редактировать ]Институт ядерно-энергетических технологий (INET) Университета Цинхуа является ведущим разработчиком реактора HTR-10. Проект был одобрен Госсоветом в марте 1992 года. Критерии проектирования и отчет по анализу безопасности HTR-10 были утверждены в августе 1992 года и марте 1993 года. В августе 1994 года компания Siemens / Интератом рассмотрела фундаментальную конструкцию HTR-10 и обменялись знаниями, полученными в результате передовых разработок HTR -MODUL , с INET. Как и HTR-MODUL, HTR-10 считается принципиально более безопасным. [2] потенциально дешевле и эффективнее, чем другие конструкции ядерных реакторов. [3] Температура на выходе колеблется от 700 до 750 °C (1300–1375 °F). [4] [5]
HTR-10 представляет собой высокотемпературный газовый реактор с галечным слоем, в котором используются сферические твэлы с топливными частицами с керамическим покрытием. Активная зона реактора имеет диаметр 1,8 метра (5 футов 11 дюймов), среднюю высоту 1,97 метра (6 футов 6 дюймов) и объем 5,0 кубических метров (180 куб футов) и окружена графитовыми отражателями . Активная зона состоит из 27 000 топливных элементов. В твэлах используется низкообогащенный уран с расчетным средним выгоранием 80 000 МВтсут/т. Давление первого контура гелиевого теплоносителя составляет 3,0 мегапаскаля (440 фунтов на квадратный дюйм). [4]
См. также
[ редактировать ]
Ссылки
[ редактировать ]- ^ HTR-10 , Университет Цинхуа, 2010 г., заархивировано из оригинала 28 сентября 2011 г. , получено 27 февраля 2023 г.
- ^ Ху, Шоинь; Ван, Руипиан; Гао, Цзуин (2004), « Демонстрационные испытания безопасности на HTR-10 » , Материалы конференции по высокотемпературным реакторам , Пекин, Китай: 1–16, заархивировано из оригинала 25 июля 2011 г. , извлечено 04 апреля 2010 г. 26
- ^ «Оценка характеристик высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов: контрольный анализ, связанный с первоначальными испытаниями реакторов HTTR и HTR-10» (PDF) . МАГАТЭ . Проверено 20 марта 2024 г.
- ^ Jump up to: а б « Испытательные показатели физики активной зоны высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ; из Google (топливо htr-10), результат 3» (PDF) . 2002.
- ^ Ключевые компоненты второго реактора HTR-PM, подключенного к WNN, 25 марта 2020 г.
Внешние ссылки
[ редактировать ]- Статья «Пусть тысяча реакторов расцветет» в Wired News .
- Апрель 2014 г.: презентация МАГАТЭ: Прогресс HTR в Китае.
 | Эта статья о ядерной энергетике и реакторах для производства электроэнергии незавершена . ядерных Вы можете помочь Википедии, расширив ее . |