Ядерные реакторы

В настоящее время в мире большая часть производимого в промышленном масштабе водорода получается не электролизом воды, а в процессе паровой конверсии метана (ПКМ). Полученный таким путем водород используется как реагент для очистки нефти и как компонент азотных удобрений, а также для ракетной техники. Пар и тепловая энергия при температурах 750-850°С требуются, чтобы отделить водород от углеродной основы в метане, что и происходит в химических паровых реформерах на каталитических поверхностях. Первая ступень процесса ПКМ расщепляет метан и водяной пар на водород и моноксид углерода. Вслед за этим на второй ступени «реакция сдвига» превращает моноксид углерода и воду в диоксид углерода и водород. Эта реакция происходит при температурах 200-250°С.

Начиная с 70-х годов прошлого века в СССР были выполнены и получили необходимое научно- техническое обоснование и экспериментальное подтверждение проекты высокотемпературных гелиевых реакторов (ВТГР) атомных энерготехнологических станций (АЭТС) для химической промышленности и черной металлургии. Среди них АБТУ-50, а позднее — проект атомной энерготехнологической станции с реактором ВГ-400 мощностью 1060 МВт(теп) для ядерно-химического комплекса по производству водорода и смесей на его основе, по выпуску аммиака и метанола, а также ряд последующих проектов этого направления. Погружающийся реактор Современные ядерные реакторы

Основой для проектов ВТГР послужили разработки ядерных ракетных двигателей на водороде. Созданные в нашей стране для этих целей испытательные высокотемпературные реакторы и демонстрационные ядерные ракетные двигатели продемонстрировали работоспособность при нагреве водорода до рекордной температуры 3000 К.

Высокотемпературные реакторы с гелиевым теплоносителем - это новый тип экологически чистых универсальных атомных энергоисточников, уникальные свойства которых - способность вырабатывать тепло при температурах более 1000°С и высокий уровень безопасности - определяют широкие возможности их использования для производства в газотурбинном цикле электроэнергии с высоким КПД и для снабжения высокотемпературным теплом и электричеством процессов производства водорода, опреснения воды, технологических процессов химической, нефтеперерабатывающей, металлургической и др. отраслей промышленности.

К настоящему времени разработан проект модульного гелиевого реактора для генерации электричества (с КПД ~ 50%) с использованием прямого газотурбинного цикла. Энергетическая установка ГТ-МГР состоит из двух связанных воедино блоков: модульного высокотемпературного гелиевого реактора (МГР) и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ). Работы находятся на стадии технического проектирования с экспериментально-стендовой отработкой ключевых технологий: топливо и система преобразования энергии. В настоящее время проводится оценка технологического применения этого проекта для производства водорода с использованием термохимических циклов, в том числе и на базе ПКМ (см. рис. 1, 2). Создание такого тандема (ВТГР-ПКМ) открывает путь широкому применению ядерной энергии в энергоемкой промышленности: крупнотоннажной химии, металлургии, а также позволяет путем выработки вторичного энергоносителя (чистого водорода или его смеси с СО) создавать ядерные энерго­технологические комплексы для регионального теплоэнергоснабжения с поставкой топлива для транспорта и низкопотенциального тепла для коммунально-бытовых нужд и коммерческого сектора.


На главную