Power Water Reactor).
Vysokoteplotní reaktorový systém
Vysokoteplotní reaktorové systémy majíbýt
dalším krokem vývoji vysokoteplotních ply
nem chlazených reaktorů.
na demonstrační elektrárna THTR-300. Předpokládá se, jednotka
o výkonu 640 určená produkci vodíku,
může vyrábět miliony krychlových metrů
vodíku den. Výměna pali
vových koulí vyhořelým uranem čerstvé
probíhala sypáním plného provozu reakto
ru, což oproti tlakovodním reaktorům pod
statná výhoda. Oproti současným tla-
kovodním reaktorům mají mít však vyšší účin
nost (33-35 současných tlakovodních
reaktorů budoucích superkritických
reaktorů).
Schematické uspořádání vysokoteplotního reaktorového systému. Chladicí helium dosahovalo
teploty 750 °C. reaktoru bude probíhat ště
pení tepelnými neutrony, moderovanými gra
fitem. Předpokládané palivo bude mít prav
děpodobně podobu koule ZrC nebo SiC
pokrytím. Reak
tor této elektrárny obsahoval 675 000 palivo
vých koulí průměru cm.
Výstavba vnější
bariéry kontejnmentu
—ujaderné elektrárny
Temelín. Tyto systémy budou
vynikat nejen vysokou bezpečností hlediska
těžkých havárií spojených tavením aktivní
zóny, ale výstupní parametry jejich chladiva (s
největší pravděpodobností helia) přímo před
určují pro produkci vodíku. Každá koule ob
sahovala 000 mikrokuliček paliva celkem
10 gramů thoria gram silně obohaceného
uranu povlečených vždy třemi pevnými vrst
vami karbidu křemíku uhlíku. Prototyp elektrárny vysokoteplot
ním reaktorem byl odzkoušen Německu
1 1QQŔ 1QQr~l r\\i -ir] rvrrw rr\
Pohled reaktoru demonstrační elektrárny
THTR-300.
55
. onstrační elektrárna
poskytovala veřejné sítě elektrický výkon
300 MW. Využitím vysoké
výstupní teploty chladiva (až 1000 °C) lze pro
dukovat termochemickým procesem vodík
přímo vody
