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.
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 более дешевым и эффективным, чем другие конструкции ядерных реакторов. [3] Температура на выходе находится в диапазоне 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 кубических футов) и окружена графитовыми отражателями . Активная зона состоит из 27 000 топливных элементов. В топливных элементах 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]
