53 027 subscribers

Водородная энергетика: атомно-водородная технология

5,3k full reads
10k story viewsUnique page visitors
5,3k read the story to the endThat's 53% of the total page views
3,5 minutes — average reading time

Часть 3.

В прошлых статьях были рассмотрены наиболее распространённые методы получения водорода.

Однако есть куда более эффективные и проработанные, но ещё не внедрённые методы его получения.

Сегодня не будет химических формул и прочих тяжелопонимаемых процессов, как в предыдущей статье.

Если приравнять все значения к единому знаменателю, то традиционные методы получения водорода в настоящее время осуществляются при больших удельных энергетических затратах:

например,

  • в паровой конверсии метана сжигается почти половина всего используемого газа.
  • Для получения тонны водорода при помощи электролиза нужно затратить в среднем 50 МВт электроэнергии.
  • Термохимические реакции требуют высоких температур, иногда до 800 градусов Цельсия.

На мой взгляд, самой перспективной технологией производства водорода является атомно-водородная энергетика.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы повышают эффективность генерации электричества и открывают возможность использования  для технологических
процессов, в т.ч. переход к экологически чистой водородной энергетике.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы повышают эффективность генерации электричества и открывают возможность использования для технологических процессов, в т.ч. переход к экологически чистой водородной энергетике.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы повышают эффективность генерации электричества и открывают возможность использования для технологических процессов, в т.ч. переход к экологически чистой водородной энергетике.

Основное преимущество ядерной технологии - это наличие практически неограниченного количества дешёвой энергии для производства водорода; при этом данный метод является наиболее экологичным по сравнению с традиционными.

Получить водород можно методом низкотемпературного электролиза, используя при этом произведённое ядерной энергией электричество. Если электролиз производить при помощи высокотемпературного пара, то полученная из ядерного реактора тепловая энергия заменяет часть электрической. Следовательно, чистая эффективность (отношение произведенного водорода высокого нагрева к затраченной электроэнергии) увеличится.

В термохимических циклах, применяя произведённую теплоту ядерного реактора, можно получать водород с эффективностью в 50%.

В настоящее время проведены оценки различных ядерных реакторов по способности обеспечить высокотемпературную тепловую энергию, необходимую для термохимического процесса. Также учитывается безопасность и экономическая составляющая процессов производства водорода.

По результатам оценки, в соответствии с необходимыми характеристиками, были сделаны следующие выводы:

  1. — реакторы типов PWR, BWR и реакторы с органическим теплоносителем не могут обеспечить достаточно высокой температуры;
  2. — разработка реакторов, охлаждаемых щелочными металлами, рискованна из-за сложностей с поведением материалов при высоких температурах;
  3. — реакторы, охлаждаемые тяжелыми металлами, и реакторы с жидкосолевым охлаждением — удовлетворяют требованиям, но нуждаются в существенной модернизации;
  4. — реакторы с газовым охлаждением являются основным выбором (причём реакторы с гелиевым теплоносителем нуждаются только в небольшом усовершенствовании);
  5. — реакторы с жидкой активной зоной должны быть существенно модернизированы из-за сложностей с поведением материалов при высоких температурах;
  6. — применение реакторов с газовой активной зоной не рекомендуется ввиду излишне спекулятивного характера этого направления реакторной технологии.

Следовательно, наиболее подходящий реактор с источником тепловой энергии для высокотемпературного электролиза – это гелиевые реакторы с газовым охлаждением.

Первые высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) созданы в 1960-х.

 1974 году в России была разработана опытно-промышленная энергохимическая установка АБТУ-Ц-50 с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором ВГР-50
1974 году в России была разработана опытно-промышленная энергохимическая установка АБТУ-Ц-50 с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором ВГР-50
1974 году в России была разработана опытно-промышленная энергохимическая установка АБТУ-Ц-50 с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором ВГР-50

В России разработан ряд проектов ядерных блоков с высокотемпературными гелиевыми реакторами. Это опытно-промышленные установки ВГР — 50 МВт и ВГ — 400 МВт , установка модульного типа ВГМ — 200 МВт, блок с газовой турбиной МВГР-ГТ (200 МВт), установка малой мощности ВТГР-10.

Одним из наиболее продвинутых проектов ВТГР является международный проект “ГТ-МГР”, который разрабатывается совместными усилиями российских институтов (ОКБМ, РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИНМ, НПО «Луч», ВНИПИЭТ) и американской кампании “GA” при управлении и финансировании “Минатомом РФ” и “DOE US”.

Энергетическая установка ГТ-МГР состоит из двух связанных воедино блоков: модульного высокотемпературного гелиевого реактора (МГР) мощностью 600 МВт тепловых, и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ). Проект модернизации этого реактора под нужны водородной энергетики предусматривает замену газотурбинной системы на контур первичного гелия, промежуточный теплообменник, промежуточный гелиевый контур и трубопровод промежуточного контура для соединения с водородным производством. Каждый модуль мощностью в 600 МВт может обеспечить производство 200 тонн водорода в день.

Существует проработанный проект для производства электроэнергии и водорода методом высокотемпературного электролиза пара (ВЭП) — МГР-100 ВЭП.

Принципиальная схема МГР-100 ВЭП
Принципиальная схема МГР-100 ВЭП
Принципиальная схема МГР-100 ВЭП

Основные параметры МГР-100 ВЭП
Основные параметры МГР-100 ВЭП
Основные параметры МГР-100 ВЭП

В 1970-х годах родилась целая концепция атомно-водородной энергетики. В тепловых реакторах ВТГР могут быть применены как замкнутые, так и открытые топливные циклы с использованием урана, плутония и тория.

Варианты применения ВТГР в производстве метан-водородной смеси

Варианты применения ВТГР
Варианты применения ВТГР
Варианты применения ВТГР
Проведенные к настоящему времени исследования дают основания для уверенности в том, что высокотемпературный реактор с гелиевым теплоносителем – это единственная ядерная технология, которая может реально обеспечить высокотемпературным теплом промышленное производство водорода и другие энергоемкие технологические процессы.

Для будущей крупномасштабной ядерной энергетики уникальные возможности воспроизводства предоставляют быстрые гелиевые бридеры.

Бридер - ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора.

Концепцию атомно-водородной энергетики (АВЭ) можно представить как «вода на входе + чистая ядерная энергия => водород => кислород = чистая энергия + вода на выходе».

Предлагается создать крупномасштабное экологически чистое производство водорода на базе разработанных в России технологий атомно-водородной энергетики
Предлагается создать крупномасштабное экологически чистое производство водорода на базе разработанных в России технологий атомно-водородной энергетики
Предлагается создать крупномасштабное экологически чистое производство водорода на базе разработанных в России технологий атомно-водородной энергетики

В следующей статье рассмотрим получение водорода с помощью альтернативных источников энергии.

Часть 4. Водород в альтернативной энергетике

================================================================

P. S. Ссылки на источники теперь находятся в группе Вконтакте!

Часть 1. Водородная энергетика: когда наступит будущее?

Часть 2. Водородная энергетика: методы получения водорода