Выбор реактора. 
Общая энергетика: водород в энергетике

В SNL были оценены различные ядерные реакторы по способности обеспечить высокотемпературную тепловую энергию, необходимую для термохимического процесса, а также безопасное и экономически приемлемое соединение с процессом производства водорода. Для рекомендованной реакторной технологии должно быть достаточно минимальной технологической доработки для обеспечения высокой температуры и не должно потребоваться решения каких-либо серьезных вопросов в областях проектирования, обеспечения безопасности, эксплуатации и экономичности. При определении соответствующих концепций главным объектом рассмотрения становится реакторный теплоноситель. Типы реакторов, включая Поколение IV, оценивали по пяти требованиям и четырем критериям. К основным требованиям относятся: химическая совместимость теплоносителя с материалами первого контура и топливом; молекулярная стабильность теплоносителя при эксплуатационных температурах в радиационной среде; обеспечение необходимого давления в первом контуре; выполнение ядерных требований в отношении захвата нейтронов, активации нейтронами, действия продуктов деления, образования газов и т. д.; технологическая осуществимость и риски разработки. Важные критерии таковы: безопасность; эксплуатационные вопросы; капитальные затраты; совместимость с промежуточным контуром.

По результатам оценки в соответствии с указанными факторами были сделаны следующие выводы:

• — реакторы типов PWR, BWR и реакторы с органическим теплоносителем не могут обеспечить нужной высокой температуры;
• — разработка реакторов, охлаждаемых щелочными металлами, рискованна из-за сложностей с поведением материалов при высоких температурах, но могут быть выявлены возможности для более низкотемпературных термохимических циклов;
• — реакторы, охлаждаемые тяжелыми металлами, и реакторы с жидкосолевым охлаждением — обещающее направление, но нуждается в существенном развитии;
• — реакторы с газовым охлаждением являются основным выбором, причем реакторы с гелиевым теплоносителем нуждаются только в небольшом усовершенствовании;
• — реакторы с жидкой активной зоной должны быть существенно развиты из-за сложностей с поведением материалов при высоких температурах;
• — применение реакторов с газовой активной зоной не рекомендуется ввиду излишне спекулятивного характера этого направления реакторной технологии.

Итак, гелиевые реакторы с газовым охлаждением рекомендуются как основной выбор реакторного источника тепловой энергии для высокотемпературного электролиза, термохимического цикла IS и гибридного цикла HyS в производстве водорода.

ВТГР способны вырабатывать тепло с температурой около 1300 К, которое может быть использовано либо в прямом газотурбинном цикле для производства электроэнергии с высоким КПД, либо для снабжения высокотемпературным теплом и электричеством процессов производства водорода путем термохимического (или термоэлектрохимического) разложения воды или с помощью высокотемпературных электролизёров с суммарным КПД до 50%. Суммарная эффективность использования теплоты реактора в таких процессах может достигать 50−60%, обеспечивая благоприятные предпосылки для создания на их основе атомно-водородных комплексов.

Преимуществом гелия перед другими теплоносителями, применяемыми в ядерной энергетике, является его химическая и нейтронная инертность, а также неизменность фазового состояния. Благодаря инертности гелия в качестве материала конструкции тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок материала замедлителя и отражателя используется графит. Микросферы топлива из оксидов или карбидов делящихся материалов локализованы в индивидуальных многослойных контейнерах из пиролитического углерода и карбида кремния. Такая конструкция предотвращает выход продуктов деления и обеспечивает достижение ультравысоких выгораний, превышающих общепринятые в действующих реакторах в десяток раз. Дробление массы топливного сердечника на множество микрочастиц повышает надежность и безопасность топлива. Сочетание в активной зоне реактора гелия, графита и керамики создает наиболее благоприятные условия для получения высоких температур, эффективности использования топлива, ядерной и радиационной безопасности.

Первые в мире экспериментальные ВТГР были созданы в 60-е годы: «Драгой» (Великобритания), «Пич-Боттом» (США) и AVR (ФРГ). В 70-е годы были построены и введены в эксплуатацию демонстрационные АЭС FSV (США) и THTR-300 (ФРГ) электрической мощностью 330 и 300 МВт соответственно. На стыке столетий введены в эксплуатацию опытные энергетические реакторы ВТГР в Японии и Китае.

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

Для обоснования этих проектов создана мощная экспериментальная и технологическая база, на которой проведен обширный комплекс исследований нейтронной физики, теплогидравлики, термомеханики, массопереноса, технологии гелиевого теплоносителя, технологии топлива, поведения топлива, в том числе под облучением, графита, конструкционных материалов, элементов конструкции и опытных образцов оборудования. Этот задел активно используется в настоящее время при разработке проектов энергетических блоков с гелиевым реактором как электрического, так и неэлектрического применения.

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, расположенного в подземном бункере, и газотурбинного преобразователя энергии прямого цикла (ГТ), размещенного в смежном бункере. Посредством замены газотурбинной системы на контур первичного гелия, промежуточный теплообменник, промежуточный гелиевый контур и трубопровод промежуточного контура для соединения с водородным производством можно превратить систему GT-MHR в систему H2-MHR. При этом каждый модульный реактор мощностью 600 МВт тепловых смог бы производить около 200 т водорода в день.

Отдельный большой аммиачный завод (промышленность удобрений) мог бы использовать два модуля для производства требуемого водорода. Большой завод по очистке нефти, где водород применяется для осветления тяжелой нефти, мог бы эксплуатировать три модуля H2-MHR, чтобы получать водород. Таким образом, масштаб ядерного производства водорода хорошо согласован с масштабами текущего промышленного спроса на водород. Потребовалось бы около 160 таких модулей мощностью 600 МВт тепловых, чтобы получать весь водород, используемый сейчас промышленностью США.

В настоящее время разработан эскизный проект ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония при эффективной генерации электричества с использованием прямого газотурбинного цикла (КПД ~ 50%). Эскизный проект ГТ-МГР прошел экспертизу и одобрен управляющими инстанциями.

Работы по проекту продолжаются на стадии технического проектирования с экспериментально-стендовой отработкой и демонстрацией ключевых технологий: топливо и система преобразования энергии. Долгосрочная задача: завершение технического проекта и сооружение на площадке Сибирского химического комбината демонстрационного модуля и 4-х модульной АЭС для утилизации плутония с выработкой необходимой для региона тепловой и электрической энергии.

Технологии ГТ-МГР обеспечивают не только эффективную утилизацию плутония, но и будут использованы при разработке эффективных и безопасных реакторов нового поколения, в том числе для производства водорода. В настоящее время ведется оценка этого проекта для производства водорода с использованием термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с намерением соорудить реактор МГР-Н2 в INEEL в рамках американской программы NE-2010.

Работы по ГТ-МГР соответствуют поручению президентов России и США (заявление на встрече в России в мае 2002 года) по развитию российскоамериканского сотрудничества по инновационным ядерным технологиям для будущей ядерной энергетики и изучению мер по ускорению утилизации оружейного плутония.

В рамках проработок были рассмотрены несколько вариантов МГР для энерготехнологического назначения:

• — для производства электроэнергии и коммунального теплоснабжения, с преобразованием тепловой энергии активной зоны в электрическую в прямом газотурбинном (ГТ) цикле Брайтона — МГР-100 ГТ;
• — для производства электроэнергии и водорода методом высокотемпературного электролиза пара (ВЭП) — МГР-100 ВЭП;
• — для производства водорода методом паровой конверсии метана (ПКМ) —МГР-100 ПКМ;
• — для высокотемпературного теплоснабжения нефтехимического производства (НП) — МГР-100 НП.

Каждый вариант установки МГР-100 состоит из энергетической и технологической частей.

Энергетическая часть максимально унифицирована для всех вариантов и представляет собой энергоблок, включающий реактор и, в зависимости от назначения, газотурбинный блок преобразования энергии (БПЭ), предназначенный для производства электроэнергии, и (или) блоки теплообменного оборудования (рис. 5.7).

Рис. 5.7. Компоновка реакторных установок: а —МГР-100 ВЭП; б —МГР-100 ПКМ.

Технологическая часть МГР-100, в зависимости от назначения, представляет собой или технологическую установку по производству водорода или контуры высокотемпературного теплоснабжения, снабжающие теплом различные технологические процессы.

Компоновка всех рассматриваемых вариантов МГР-100 выполнена с учетом требований безопасной эксплуатации реакторной установки при всех возможных на АС авариях. Каждая РУ размещается в главном здании АС, состоящем из наземной части, являющейся зданием техобслуживания и перегрузки реактора (центральным залом) и подземного контейнмента (защитной оболочки РУ) низкого давления, расположенного под центральным залом.

В вариантах энергоисточников для МГР-100 ВЭП (рис. 5.8) предусматривается применение унифицированного газотурбинного блока преобразования энергии (БПЭ).

В зависимости от рабочей среды, типа процесса и вероятности попадания радиоактивности в продукт технологического производства и загрязнения радиоактивными продуктами оборудования, может применяться двухили трехконтурная схема РУ.

Так, в АС для производства водорода методом высокотемпературного электролиза пара (МГР-100 ВЭП) и методом паровой конверсии метана (МГР-100 ПКМ) применена двухконтурная схема.

В этих процессах основным компонентом технологической среды является водяной пар. Проведенный анализ показывает, что при возможных аварийных ситуациях с разгерметизацией парогенератора или высокотемпературного теплообменника эффекты поступления водородосодержащих продуктов в реактор надежно регулируются системами управления и защиты реактора.

Энергоисточники МГР-100 ВЭП и МГР-100 ПКМ для производства водорода. Переход к водородной экономике основывается, в том числе, на создании технологии использования энергии ВТГР в процессах производства.

Рис. 5.8. Блок преобразования энергии (БПЭ).

водорода, имеющих высокую термодинамическую и технико-экономическую эффективность. Эти процессы, по возможности, должны исключать потребление органического топлива, прежде всего нефти и газа, которые имеют ограниченные запасы и являются ценным сырьем для промышленности. К таким процессам относится получение водорода из воды с помощью следующих основных способов: электролиз, термохимическое разложение и высокотемпературный электролиз пара. Их стоимость не зависит от постоянно возрастающих цен на нефть и газ, в отличие, например, от получения водорода из метана. В то же время для первого этапа освоения водородной энергетики, при еще относительно низких ценах на газ, рассматриваются процессы получения водорода из метана. Анализ требований к эффективности производства потребляемой энергии и уровню температуры тепла позволяет сформулировать требования к ВТГР как к источнику энергии, основными из которых являются:

• — производство высокопотенциального тепла до 950 °C;
• — отсутствие загрязнения водорода радиоактивными веществами или их приемлемо низкий уровень;
• — низкая стоимость производства водорода по сравнению с традиционными способами;
• — высокий уровень безопасности энерготехнологического комплекса.

В качестве основных процессов производства водорода на этапе концептуальных проработок МГР-100 рассматриваются:

• — высокотемпературный электролиз воды;
• — паровая конверсия природного газа (метана).

Принципиальная схема МГР-100 ВЭП для производства электроэнергии и перегретого пара требуемых параметров с целью получения водорода методом высокотемпературного электролиза представлена на рис. 5.9.

Рис. 5.9. Принципиальная схема МГР-100 ВЭП.

За основу для варианта МГР-100 ВЭП принята конфигурация РУ с параллельной схемой расположения петель теплообмена в первом контуре. Одна петля включает реактор, парогенерирующий блок и ГЦГ. Другая — реактор и БПЭ. Таким образом, часть тепловой энергии (—10%), вырабатываемой в активной зоне реактора, передается в ПГБ для нужд водородного производства, остальная часть преобразуется в БПЭ в электрическую энергию в прямом газотурбинном цикле.

Основные параметры установки приведены в табл. 5.3. Температура гелия на выходе из реактора составляет 850 °C, что не превышает соответствующей температуры в прототипной РУ ГТ-МГР. Второй контур предназначен для производства перегретого пара в парогенераторе (рис. 5.10).

Циркуляция гелия в ПГБ осуществляется главной циркуляционной газодувкой. Подвод воды и отвод пара производится через крышку ПГ. Перегретый до требуемых параметров пар отводится по трубопроводам в установку высокотемпературного электролиза на твердооксидных электрохимических элементах, в которой водяной пар разлагается на водород и кислород с разделением этих реагентов. Установка ВЭП снабжается электроэнергией, вырабатываемой генератором БПЭ.

Таблица 5.3

Основные параметры МГР-100 ВЭП

Рис. 5.10. Парогенерируюший блок

Принципиальная схема МГР-100 ПКМ для выработки высокопотенциального тепла с целью получения водорода методом паровой конверсии метана представлена на рис. 5.11.

Паровая конверсия метана является на сегодня основным промышленно освоенным и приспособленным для первого этапа внедрения технологий производства водорода (совместно с ВТГР) процессом. На нем основано существующее мировое производство водорода. Сочетание ВТГР и ПКМ позволяет примерно на 40% снизить потребление природного газа, а следовательно, и затраты, необходимые для производства водорода. Экономическая эффективность внедрения ПКМ определяется ценой на газ и температурой потребляемого тепла. Требуемая температура нагрева парогазовой смеси должна быть не ниже 800 °C, причем дальнейшее повышение температуры на эффективность процесса практически не влияет.

Рис. 5.11. Принципиальная схема МГР-100 ПКМ.

Рис. 5.12. Высокотемпературный теплообменник.

Тепловая энергия отводится от реактора к рабочей среде второго контура (парогазовой смеси) в высокотемпературных теплообменниках (ВТО), которые являются составной частью термоконверсионного аппарата (ТКА). Реализация конверсии метана (СН₄+Н₂0 (пар) + тепло —"С0₂+4Н₂) происходит в ТКА по трехступенчатой схеме. Парогазовая смесь (пар — 83,5%, СН₄ — 16,5%) подается последовательно в три ступени —.

ТКА1, ТКА2 и ТКАЗ. Это и определяет конфигурацию теплопередающего блока РУ.

Он состоит из трех отдельных высокотемпературных теплообменников ВТО 1, ВТО 2,.

ВТО 3 (рис. 5.12), представляющих отдельные ступени (секции) блока. Расположение секций ВТО по ходу теплоносителя первого контура — параллельное, по ходу парогазовой смеси — последовательное.

После ТКАЗ парогазовая смесь (пар —.

55%, СН₄, Н₂, СО, С0₂ — 45%) с большой концентрацией водорода последовательно проходит блок очистки от С0₂ и Н₂0 и направляется в блок отделения водорода. Возвратная фракция и природный газ смешиваются с перегретым паром и затем направляются в ТКА. Циркуляция гелия в первом контуре осуществляется ГЦГ, парогазовой смеси — компрессорами.

Основные параметры установки приведены в табл. 5.4. Температура гелия на выходе из реактора составляет 950 °C.

В зависимости от типа компоновки (петлевая или блочная) основного оборудования РУ, конфигурация теплопередающего блока может быть различной. В блочной компоновке основное оборудование РУ соединяется с помощью коротких патрубков типа «труба в трубе», в состав теплопередающего блока целесообразно включить также и ГЦГ.

Таблица 5.4

Основные параметры МГР-100 ПКМ