На пути к водородной энергетике: история, методы, перспективы. Часть 3

В предыдущих статьях мы уже обсудили наиболее популярные способы получения водорода. Однако существуют гораздо более эффективные и детально разработанные, но пока еще не реализованные методы его производства. Сегодня мы обойдёмся без химических формул и прочих сложных для понимания процессов, как это было в предыдущей статье. Если все методы привести к общему знаменателю, то традиционные способы получения водорода сейчас требуют значительных энергозатрат: например, в паровой конверсии метана сгорает почти половина всего используемого газа, для получения тонны водорода электролизом в среднем необходимо израсходовать 50 МВт электроэнергии, а термохимические реакции требуют высоких температур, доходящих иногда до 800 градусов Цельсия. На мой взгляд, самой многообещающей технологией производства водорода является атомно-водородная энергетика.

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.

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.

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.

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».