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