| http://dbpedia.org/ontology/abstract
|
Le réacteur nucléaire à très haute tempéra … Le réacteur nucléaire à très haute température, VHTR (en anglais : Very High Temperature Reactor) ou réacteur nucléaire à haute température, HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) fait partie des six types de réacteurs sur lesquels le Forum international Génération IV porte ses efforts de recherche. Il a été choisi pour son rendement proche de 50 % et sa capacité à produire du dihydrogène sans émission de dioxyde de carbone (voir Cycle soufre-iode).oxyde de carbone (voir Cycle soufre-iode).
, Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, … Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с . ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной с . Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.с помощью термохимического цикла серо-йод.
, Een very high temperature reactor (VHTR) o … Een very high temperature reactor (VHTR) of soms advanced high temperature reactor (AHTR) is een vierde generatie kernreactoren die op een temperatuur rond 1000°C werkt en daardoor een hoger rendement haalt. Hij kan vanwege de hoge temperatuur ook rechtstreeks diwaterstof produceren uit water met de zwavel-jodiumcyclus. De VHTR is een verdere ontwikkeling van de hogetemperatuurreactor (HTR) of (HTGR). De referentie is een reactor van 600 megawatt thermisch. De splijtstof kan in prismatische staven zitten, maar ook in bolletjes pebble bed reactor.Het koelmiddel kan helium zijn, maar ook gesmolten zout: gesmoltenzoutreactor. ook gesmolten zout: gesmoltenzoutreactor.
, A high-temperature gas-cooled reactor (HTG … A high-temperature gas-cooled reactor (HTGR), is a nuclear reactor that uses a graphite moderator with a once-through uranium fuel cycle. The HTGR is a type of high-temperature reactor (HTR) that can conceptually have an outlet temperature of 750 °C (1,380 °F). The reactor core can be either a "prismatic block" (reminiscent of a conventional reactor core) or a "pebble-bed" core. The high temperatures enable applications such as process heat or hydrogen production via the thermochemical sulfur–iodine cycle. The HTR is the predecessor of the Very-high-temperature reactor (VHTR), one of the future Generation IV reactor-models, which initially would work with temperatures of 750 to 950 °C.d work with temperatures of 750 to 950 °C.
, Als Hochtemperaturreaktor (HTR) werden Ker … Als Hochtemperaturreaktor (HTR) werden Kernreaktoren bezeichnet, die wesentlich höhere Arbeitstemperaturen ermöglichen als andere bekannte Reaktortypen. Erreicht wird dies durch die Verwendung eines gasförmigen Kühlmittels und keramischer statt metallischer Werkstoffe im Reaktorkern (Graphit als Moderator). Die Bezeichnung Hochtemperaturreaktor wird im Deutschen oft gleichbedeutend mit Kugelhaufenreaktor (Englisch: pebble-bed reactor) benutzt. Dieser ist jedoch nur eine von verschiedenen möglichen Bauformen des HTR (siehe unten). Verschiedene kleine Hochtemperaturreaktoren wurden zwar seit den 1960er Jahren als Versuchsreaktoren jahrelang betrieben, aber dieser Dauerbetrieb wird im Rückblick unter anderem wegen ungewöhnlich großer Entsorgungsprobleme kritisch gesehen. Zwei größere Prototypen mussten 1989 schon nach kurzer Betriebszeit aufgegeben werden. Zwischen 1995 und 2010 fanden Kugelhaufenreaktoren international nochmals Beachtung. Das endete mit dem Zusammenbruch eines südafrikanischen HTR-Bauprojektes. In China wurde seit 1995 zunächst als Prototyp HTR-10 gebaut. Nach Baubeginn 2009 wurden in Shidao Bay zwei Reaktoren vom Typ HTR-PM mit jeweils 250 MW (thermisch) errichtet. Beide Shidaowan-Reaktoren haben im September bzw. Oktober 2021 die erste Kritikalität erreicht. Einer der beiden Reaktoren wurde am 20. Dezember 2021 an das örtliche Stromnetz angeschlossen und ging damit in den produktiven Betrieb. 18 weitere Reaktoren dieser Bauart sollen am Standort folgen. Insgesamt hat sich das Konzept wegen verschiedener Schwierigkeiten und Pannen sowie aufgrund mangelnder Wirtschaftlichkeit bislang nicht etabliert.irtschaftlichkeit bislang nicht etabliert.
, Wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gaze … Wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gazem (używany jest skrótowiec HTGR od angielskiego terminu high-temperature gas-cooled reactor oraz HTR od high-temperature reactor) – koncepcja chłodzonego gazem reaktora jądrowego IV generacji z moderatorem grafitowym i chłodziwem gazowym, którym jest hel. Należy do reaktorów wysokotemperaturowych, w których temperatura na wyjściu z reaktora sięga 1000 °C. Ciepło o wysokiej temperaturze znajduje zastosowanie w różnych procesach technologicznych (produkcja wodoru, wytop żelaza); jest to przyszłościowy kierunek wykorzystania takich reaktorów.y kierunek wykorzystania takich reaktorów.
, 超高温原子炉（ちょうこうおんげんしろ、英語: Very High Temperature Reactor，VHTR）は、1000度近い高温状態で発電を行う第4世代原子炉の一種である。ヘリウムを一次冷却材として使う方式が、最も開発が先行して実証炉段階にあるために高温ガス炉として知られているが、他に溶融塩原子炉方式の超高温炉も研究されている。
, 고온가스로(高溫gas爐)는 세라믹 피복입자 핵연료를 사용하고 흑연을 감속재로 헬륨을 냉각재로 사용하는 원자로이다.이런 조합은 섭씨 700도이상의 높은 열을 안전하게 발생하도록 함으로 높은 효율의 전력생산, 공정열, 수소생산이 가능하도록 해준다.
, 高溫氣冷堆（HTGR，亦稱作甚高溫反應堆，VHTR）在設計上屬於第四代核反應堆，使用石墨作爲減速劑。這種反應堆不僅可以使用低濃縮鈾作爲燃料，也可以使用高濃縮鈾和钍燃料，實現钍-鈾燃料循環。其堆芯可以采用柱狀燃料元件（類似常規反應堆堆芯）或球形元件（類似球床反應堆堆芯）。從理論上講，甚高溫反應堆的出口溫度可以達到1,000 ℃，遠高於一般輕水堆。其產生的高溫使得通過熱化學硫-碘循環生産氫氣等應用成爲可能。
, Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory HT … Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory HTGR (High-Temperature Gas-Cooled Reactors) jsou energetická zařízení pracující na teplotním rozmezí mezi 700-950 °C. Dělí se na dva základní typy podle tvaru segmentů aktivní zóny. Ty mohou být buď kulovité ( - Pebble Bed Reactor), nebo hranolovité se šestiúhelníkovým průřezem (PMR - Prismatic Block Reactor). Pro oba typy má aktivní zóna válcový tvar. Moderátorem je v obou případech grafit, přičemž ke chlazení se využívá především helium, které má výhodu inertního plynu. Vysoké výstupní teploty umožňují využít HTGR reaktor nejen k výrobě elektrické energie, ale i k dalším průmyslovým procesům, jako například k produkci vodíku a odsolování mořské vody. Ačkoliv se jedná o perspektivní vývojovou řadu, tyto reaktory se v současné době provozují jen jako výzkumné prototypy. HTGR - PBR s parní turbínoumné prototypy. HTGR - PBR s parní turbínou
, مفاعل الحرارة العالية (بالإنجليزية:(HTR) أ … مفاعل الحرارة العالية (بالإنجليزية:(HTR) أو High Temperature Reactor ) هو مفاعل نووي يعمل في درجات حرارة عالية جدا بمقارنته بالمفاعلات النووية المعتادة التي تستخدم الماء. يعمل المفاعل في تلك الحرارة العالية عن طريق استخدامه لغاز خامل كمبرد وحامل للحرارة مع قلب للمفاعل من السيراميك بدلا من السبائك المعدنية ؛ والمفاعل يستخدم الجرافيت كمهديء للنيوترونات. مفاعل الحرارة العالية يسمى أيضا «مفاعل كومة الكرات» Kugelhaufenreaktor بالألمانية. بنيت عدة مفاعلات من هذا النوع صغيرة للتجربة منذ الستينيات من القرن الماضي وعملت فترات طويلة، إلا أن مسألة التخلص من النفايات المشعة كانت عائقا في البداية. وبينما أجريت محاولات بعد ذلك لتشغيل مفاعلات كبيرة تجريبية في الثمانينيات والتسعينيات إلا أن الشركات الصناعية والمستثمرين لم يهتموا بها لصعوبتها وكثرة نفقاتها..رين لم يهتموا بها لصعوبتها وكثرة نفقاتها..
, Il reattore nucleare a temperatura molto a … Il reattore nucleare a temperatura molto alta (noto in inglese con la sigla VHTR, acronimo di Very High Temperature Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione di IV generazione che utilizza un reattore a grafite con un ciclo dell'uranio a singolo passaggio. Questo design di reattore prevede una temperatura del complesso di circa 1.000 °C. Il nucleo del reattore può essere sia un sistema di "blocchi prismatici" in grafite oppure una serie di "ciottoli" (pebble-bed) anch'essi in grafite. Le alte temperature raggiunte permettono applicazioni chimiche secondarie del calore ottenuto, sia nel *cracking degli idrocarburi oppure nella produzione d'idrogeno via il processo termo-chimico noto come Ciclo zolfo-iodio. Schema del reattore nucleare a temperatura molto alta.eattore nucleare a temperatura molto alta.
, Very-high-temperature reactor / reaktor-su … Very-high-temperature reactor / reaktor-suhu yang sangat tinggi (VHTR), atau high-temperature gas-cooled reactor/reaktor pendingin gas suhu tinggi (HTGR), adalah reaktor konsep Generasi IV yang menggunakan reaktor nuklir moderator grafit dengan sekali siklus uranium bahan bakar. VHTR adalah jenis reaktor suhu tinggi (HTR) yang secara konseptual dapat memiliki suhu keluaran 1000 °C. Teras inti reaktor dapat berupa "blok prisma". Moderator neutron adalah grafit. sedangkan coolant adalah gas helium dan molten salt.coolant adalah gas helium dan molten salt.
|
| http://dbpedia.org/ontology/thumbnail
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Very_High_Temperature_Reactor.svg?width=300 +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageExternalLink
|
http://gif.inel.gov/roadmap/pdfs/p_grns_june_25-27_presentation_gp32-00.pdf +
, https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9362/vhtr +
, https://web.archive.org/web/20060511164737/http:/www3.inspi.ufl.edu/icapp06/program/abstracts/6208.pdf +
, https://wayback.archive-it.org/all/20071129121507/http:/neri.inel.gov/program_plans/pdfs/appendix_1.pdf +
, https://wayback.archive-it.org/all/20090225155637/http:/gif.inel.gov/roadmap/pdfs/p_grns_june_25-27_presentation_gp32-00.pdf +
, http://neri.inel.gov/program_plans/pdfs/appendix_1.pdf +
, https://web.archive.org/web/20051208220206/http:/www.ornl.gov/info/ornlreview/v37_1_04/article_02.shtml +
, https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-04-08-04-11-TM-NPTDS/7_OConnor01.pdf +
, http://www.ifnec.org/Portals/0/Docs/IDWG%20Meeting%205-8-14/SC%20HTGR%20%28Farshid%20Shahrokhi%29.pdf +
, http://www.inl.gov/research/very-high-temperature-reactor/ +
, https://web.archive.org/web/20120722104203/http:/www.raphael-project.org/index.html +
, http://www.nuc.berkeley.edu/pb-ahtr/ +
, http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/htgr/ +
, http://www.raphael-project.org/index.html +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageID
|
2965769
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageLength
|
15060
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageRevisionID
|
1103613107
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageWikiLink
|
http://dbpedia.org/resource/Chromium +
, http://dbpedia.org/resource/Annulus_%28mathematics%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_reflector +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Passive_nuclear_safety +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium_carbide +
, http://dbpedia.org/resource/Creep_%28deformation%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium_dioxide +
, http://dbpedia.org/resource/File:Very_High_Temperature_Reactor.svg +
, http://dbpedia.org/resource/Pebble-bed_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/SC-HTGR +
, http://dbpedia.org/resource/IFNEC +
, http://dbpedia.org/resource/Inert_gas +
, http://dbpedia.org/resource/Gas-cooled_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Peach_Bottom_Nuclear_Generating_Station +
, http://dbpedia.org/resource/Peter_Fortescue +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor_physics +
, http://dbpedia.org/resource/Coolant +
, http://dbpedia.org/resource/Sulfur%E2%80%93iodine_cycle +
, http://dbpedia.org/resource/Graphite-moderated_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor_core +
, http://dbpedia.org/resource/General_Atomics +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron +
, http://dbpedia.org/resource/AVR_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Germany +
, http://dbpedia.org/resource/Rudolf_Schulten +
, http://dbpedia.org/resource/United_States_Department_of_Energy_national_laboratories +
, http://dbpedia.org/resource/Volumetric_heat_capacity +
, http://dbpedia.org/resource/Spire +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_absorber +
, http://dbpedia.org/resource/Office_of_Nuclear_Energy +
, http://dbpedia.org/resource/Hydrogen +
, http://dbpedia.org/resource/Process_heat +
, http://dbpedia.org/resource/TRISO +
, http://dbpedia.org/resource/High-temperature_engineering_test_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/HTR-10 +
, http://dbpedia.org/resource/Corrosion +
, http://dbpedia.org/resource/Oak_Ridge_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/Superalloy +
, http://dbpedia.org/resource/Silicon_carbide +
, http://dbpedia.org/resource/Dragon_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/File:Hogetemperatuurreactor.JPG +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium_fuel_cycle +
, http://dbpedia.org/resource/Control_rod +
, http://dbpedia.org/resource/Pressure_vessel +
, http://dbpedia.org/resource/Ductility +
, http://dbpedia.org/resource/Tensile_strength +
, http://dbpedia.org/resource/Fort_St._Vrain_Generating_Station +
, http://dbpedia.org/resource/Argonne_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/HTR-PM +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Graphite_moderated_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Molten_salt_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Pebble_bed_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Generation_IV_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Very-high-temperature_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Stress_%28mechanics%29 +
, http://dbpedia.org/resource/THTR-300 +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_power_reactor_types +
, http://dbpedia.org/resource/MWTh +
, http://dbpedia.org/resource/Fission_product +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_and_radiation_accidents +
, http://dbpedia.org/resource/Time-dependent_neutronics_and_temperatures +
, http://dbpedia.org/resource/PBMR +
, http://dbpedia.org/resource/List_of_nuclear_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Refractory_metals +
|
| http://dbpedia.org/property/wikiPageUsesTemplate
|
http://dbpedia.org/resource/Template:Convert +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Use_dmy_dates +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Annotated_link +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Short_description +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Portal +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Citation_needed +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Cite_web +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Nuclear_fission_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Authority_control +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Use_American_English +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Rp +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Failed_verification +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Reflist +
|
| http://purl.org/dc/terms/subject
|
http://dbpedia.org/resource/Category:Graphite_moderated_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_power_reactor_types +
|
| http://www.w3.org/ns/prov#wasDerivedFrom
|
http://en.wikipedia.org/wiki/High-temperature_gas_reactor?oldid=1103613107&ns=0 +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/depiction
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Hogetemperatuurreactor.jpg +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Very_High_Temperature_Reactor.svg +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/isPrimaryTopicOf
|
http://en.wikipedia.org/wiki/High-temperature_gas_reactor +
|
| owl:sameAs |
http://fa.dbpedia.org/resource/%D8%B1%D8%A2%DA%A9%D8%AA%D9%88%D8%B1_%D8%AF%D9%85%D8%A7%DB%8C_%D8%A8%D8%B3%DB%8C%D8%A7%D8%B1_%D8%A8%D8%A7%D9%84%D8%A7 +
, http://ar.dbpedia.org/resource/%D9%85%D9%81%D8%A7%D8%B9%D9%84_%D8%A7%D9%84%D8%AD%D8%B1%D8%A7%D8%B1%D8%A9_%D8%A7%D9%84%D8%B9%D8%A7%D9%84%D9%8A%D8%A9 +
, http://fi.dbpedia.org/resource/Eritt%C3%A4in_korkean_l%C3%A4mp%C3%B6tilan_reaktori +
, http://dbpedia.org/resource/High-temperature_gas_reactor +
, http://it.dbpedia.org/resource/Reattore_nucleare_a_temperatura_molto_alta +
, http://www.wikidata.org/entity/Q1204277 +
, http://cs.dbpedia.org/resource/HTGR +
, http://pl.dbpedia.org/resource/Wysokotemperaturowy_reaktor_ch%C5%82odzony_gazem +
, https://global.dbpedia.org/id/G1pf +
, http://nl.dbpedia.org/resource/VHTR +
, http://de.dbpedia.org/resource/Hochtemperaturreaktor +
, http://fr.dbpedia.org/resource/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature +
, http://id.dbpedia.org/resource/Reaktor_suhu_sangat_tinggi +
, http://ja.dbpedia.org/resource/%E8%B6%85%E9%AB%98%E6%B8%A9%E5%8E%9F%E5%AD%90%E7%82%89 +
, http://ko.dbpedia.org/resource/%EA%B3%A0%EC%98%A8%EA%B0%80%EC%8A%A4%EB%A1%9C +
, http://zh.dbpedia.org/resource/%E9%AB%98%E6%B8%A9%E6%B0%94%E5%86%B7%E5%A0%86 +
, http://ru.dbpedia.org/resource/%D0%92%D1%8B%D1%81%D0%BE%D0%BA%D0%BE%D1%82%D0%B5%D0%BC%D0%BF%D0%B5%D1%80%D0%B0%D1%82%D1%83%D1%80%D0%BD%D1%8B%D0%B9_%D1%8F%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D1%8B%D0%B9_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80 +
, http://d-nb.info/gnd/4160286-9 +
|
| rdfs:comment |
Als Hochtemperaturreaktor (HTR) werden Ker … Als Hochtemperaturreaktor (HTR) werden Kernreaktoren bezeichnet, die wesentlich höhere Arbeitstemperaturen ermöglichen als andere bekannte Reaktortypen. Erreicht wird dies durch die Verwendung eines gasförmigen Kühlmittels und keramischer statt metallischer Werkstoffe im Reaktorkern (Graphit als Moderator). Die Bezeichnung Hochtemperaturreaktor wird im Deutschen oft gleichbedeutend mit Kugelhaufenreaktor (Englisch: pebble-bed reactor) benutzt. Dieser ist jedoch nur eine von verschiedenen möglichen Bauformen des HTR (siehe unten).möglichen Bauformen des HTR (siehe unten).
, A high-temperature gas-cooled reactor (HTG … A high-temperature gas-cooled reactor (HTGR), is a nuclear reactor that uses a graphite moderator with a once-through uranium fuel cycle. The HTGR is a type of high-temperature reactor (HTR) that can conceptually have an outlet temperature of 750 °C (1,380 °F). The reactor core can be either a "prismatic block" (reminiscent of a conventional reactor core) or a "pebble-bed" core. The high temperatures enable applications such as process heat or hydrogen production via the thermochemical sulfur–iodine cycle.ia the thermochemical sulfur–iodine cycle.
, Wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gaze … Wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gazem (używany jest skrótowiec HTGR od angielskiego terminu high-temperature gas-cooled reactor oraz HTR od high-temperature reactor) – koncepcja chłodzonego gazem reaktora jądrowego IV generacji z moderatorem grafitowym i chłodziwem gazowym, którym jest hel. Należy do reaktorów wysokotemperaturowych, w których temperatura na wyjściu z reaktora sięga 1000 °C. Ciepło o wysokiej temperaturze znajduje zastosowanie w różnych procesach technologicznych (produkcja wodoru, wytop żelaza); jest to przyszłościowy kierunek wykorzystania takich reaktorów.y kierunek wykorzystania takich reaktorów.
, Le réacteur nucléaire à très haute tempéra … Le réacteur nucléaire à très haute température, VHTR (en anglais : Very High Temperature Reactor) ou réacteur nucléaire à haute température, HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) fait partie des six types de réacteurs sur lesquels le Forum international Génération IV porte ses efforts de recherche. Il a été choisi pour son rendement proche de 50 % et sa capacité à produire du dihydrogène sans émission de dioxyde de carbone (voir Cycle soufre-iode).oxyde de carbone (voir Cycle soufre-iode).
, Very-high-temperature reactor / reaktor-su … Very-high-temperature reactor / reaktor-suhu yang sangat tinggi (VHTR), atau high-temperature gas-cooled reactor/reaktor pendingin gas suhu tinggi (HTGR), adalah reaktor konsep Generasi IV yang menggunakan reaktor nuklir moderator grafit dengan sekali siklus uranium bahan bakar. VHTR adalah jenis reaktor suhu tinggi (HTR) yang secara konseptual dapat memiliki suhu keluaran 1000 °C. Teras inti reaktor dapat berupa "blok prisma". Moderator neutron adalah grafit. sedangkan coolant adalah gas helium dan molten salt.coolant adalah gas helium dan molten salt.
, Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory HT … Vysokoteplotní plynem chlazené reaktory HTGR (High-Temperature Gas-Cooled Reactors) jsou energetická zařízení pracující na teplotním rozmezí mezi 700-950 °C. Dělí se na dva základní typy podle tvaru segmentů aktivní zóny. Ty mohou být buď kulovité ( - Pebble Bed Reactor), nebo hranolovité se šestiúhelníkovým průřezem (PMR - Prismatic Block Reactor). Pro oba typy má aktivní zóna válcový tvar. Moderátorem je v obou případech grafit, přičemž ke chlazení se využívá především helium, které má výhodu inertního plynu. Vysoké výstupní teploty umožňují využít HTGR reaktor nejen k výrobě elektrické energie, ale i k dalším průmyslovým procesům, jako například k produkci vodíku a odsolování mořské vody. Ačkoliv se jedná o perspektivní vývojovou řadu, tyto reaktory se v současné době provozují jen jakotory se v současné době provozují jen jako
, مفاعل الحرارة العالية (بالإنجليزية:(HTR) أ … مفاعل الحرارة العالية (بالإنجليزية:(HTR) أو High Temperature Reactor ) هو مفاعل نووي يعمل في درجات حرارة عالية جدا بمقارنته بالمفاعلات النووية المعتادة التي تستخدم الماء. يعمل المفاعل في تلك الحرارة العالية عن طريق استخدامه لغاز خامل كمبرد وحامل للحرارة مع قلب للمفاعل من السيراميك بدلا من السبائك المعدنية ؛ والمفاعل يستخدم الجرافيت كمهديء للنيوترونات. مفاعل الحرارة العالية يسمى أيضا «مفاعل كومة الكرات» Kugelhaufenreaktor بالألمانية.ومة الكرات» Kugelhaufenreaktor بالألمانية.
, 高溫氣冷堆（HTGR，亦稱作甚高溫反應堆，VHTR）在設計上屬於第四代核反應堆，使用石墨作爲減速劑。這種反應堆不僅可以使用低濃縮鈾作爲燃料，也可以使用高濃縮鈾和钍燃料，實現钍-鈾燃料循環。其堆芯可以采用柱狀燃料元件（類似常規反應堆堆芯）或球形元件（類似球床反應堆堆芯）。從理論上講，甚高溫反應堆的出口溫度可以達到1,000 ℃，遠高於一般輕水堆。其產生的高溫使得通過熱化學硫-碘循環生産氫氣等應用成爲可能。
, Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, … Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с . ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной с . Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.с помощью термохимического цикла серо-йод.
, 超高温原子炉（ちょうこうおんげんしろ、英語: Very High Temperature Reactor，VHTR）は、1000度近い高温状態で発電を行う第4世代原子炉の一種である。ヘリウムを一次冷却材として使う方式が、最も開発が先行して実証炉段階にあるために高温ガス炉として知られているが、他に溶融塩原子炉方式の超高温炉も研究されている。
, Een very high temperature reactor (VHTR) o … Een very high temperature reactor (VHTR) of soms advanced high temperature reactor (AHTR) is een vierde generatie kernreactoren die op een temperatuur rond 1000°C werkt en daardoor een hoger rendement haalt. Hij kan vanwege de hoge temperatuur ook rechtstreeks diwaterstof produceren uit water met de zwavel-jodiumcyclus. De VHTR is een verdere ontwikkeling van de hogetemperatuurreactor (HTR) of (HTGR). De referentie is een reactor van 600 megawatt thermisch.is een reactor van 600 megawatt thermisch.
, 고온가스로(高溫gas爐)는 세라믹 피복입자 핵연료를 사용하고 흑연을 감속재로 헬륨을 냉각재로 사용하는 원자로이다.이런 조합은 섭씨 700도이상의 높은 열을 안전하게 발생하도록 함으로 높은 효율의 전력생산, 공정열, 수소생산이 가능하도록 해준다.
, Il reattore nucleare a temperatura molto a … Il reattore nucleare a temperatura molto alta (noto in inglese con la sigla VHTR, acronimo di Very High Temperature Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione di IV generazione che utilizza un reattore a grafite con un ciclo dell'uranio a singolo passaggio. Questo design di reattore prevede una temperatura del complesso di circa 1.000 °C. Il nucleo del reattore può essere sia un sistema di "blocchi prismatici" in grafite oppure una serie di "ciottoli" (pebble-bed) anch'essi in grafite. Le alte temperature raggiunte permettono applicazioni chimiche secondarie del calore ottenuto, sia nel *cracking degli idrocarburi oppure nella produzione d'idrogeno via il processo termo-chimico noto come Ciclo zolfo-iodio.termo-chimico noto come Ciclo zolfo-iodio.
|
| rdfs:label |
Wysokotemperaturowy reaktor chłodzony gazem
, 고온가스로
, 高温气冷堆
, VHTR
, Hochtemperaturreaktor
, Réacteur nucléaire à très haute température
, Reattore nucleare a temperatura molto alta
, High-temperature gas reactor
, 超高温原子炉
, Высокотемпературный ядерный реактор
, HTGR
, Reaktor suhu sangat tinggi
, مفاعل الحرارة العالية
|
